ANALISIS LOFA TERAS ALTERNATIF SILISIDA 4,8g U/cc RSG-GAS MENGGUNAKAN PARET-ANL
|
|
- Deddy Budiono
- 4 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 90 ISSN 0 - Endiah Puji Hastuti ANALISIS LOFA TERAS ALTERNATIF SILISIDA,g U/cc RSG-GAS MENGGUNAKAN PARET-ANL Endiah Puji Hastuti Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-ATAN ASTRAK ANALISIS LOFA TERAS ALTERNATIF SILISIDA,g U/cc RSG-GAS MENGGUNAKAN PARET-ANL. Telah dilakukan analisis keselamatan teras reaktor RSG-GAS berbahan silisida dengan tingkat muat,g U/cc. Analisis ini perlu dilakukan untuk antisipasi penggunaan bahan bakar dengan tingkat muat tinggi di RSG-GAS. Analisis keselamatan dilakukan pada kondisi LOFA, menggunakan program PARET-ANL. Data input neutronik dihitung secara terpisah menggunakan program WIMS-D dan atan-diff, sedangkan perhitungan kinetika reaktor menggunakan perhitungan POKDYN. Hasil perhitungan fisika teras menunjukkan bahwa posisi kanal terpanas berada di kisi C- dengan faktor puncak daya sebesar,9. Analisis dilakukan pada kanal rerata dan kanal terpanas. Hasil analisis pada kondisi transien akibat kehilangan aliran pendingin (LOFA) menunjukkan reaktor mengalami scram pada saat aliran mencapai % dengan temperatur pendingin, kelongsong dan bahan bakar (meat) masing-masing mencapai,9 o C,, o C dan, o C. Ditinjau dari aspek keselamatan kecukupan pendingin dan perpindahan panas, reaktor RSG-GAS harus diturunkan setting dayanya agar dapat dioperasikan dengan menggunakan bahan bakar silisida dengan tingkat muat,g U/cc. Kata kunci: bahan bakar silisida,,g U/cc, PARET-ANL, LOFA, teras alternatif RSG-GAS. ASTRACT LOFA ANALYSIS of THE RSG-GAS SILICIDE ALTERNATIVE CORE.g U/cc. The safety analysis of RSG-GAS reactor core using. g U/cc fuel loading was done. This analysis is needed to anticipate usage of silicide high loading in RSG-GAS. The safety analysis was done at LOFA by using PARET-ANL. Neutronic input data calculated separately by using WIMS-D and atan-diff, while reactor kinetic calculation using POKDYN code. Reactor physic calculation result shows that C- is the hot channel position, with power peaking factor of.9. Analysis was carried out at average and hot channels. The results shows that on transient due to LOFA indicate that reactor will be scram when the flow reduces to %, while coolant, cladding and fuel meat temperatures are.9 o C,. o C and. o C respectively. From safety aspect point of view, to operate RSG-GAS reactor by using silicide with.g U/cc fuel loading, the setting of nominal power must be reduced comparing with the existing nominal power. Key words: silicide fuel,.g U/cc, PARET-ANL, LOFA, RSG-GAS alternative core. PENDAHULUAN P rogram RERTR (Reduced Enrichment for Research and Testing Reactor) telah dicanangkan untuk mengganti penggunaan bahan bakar uranium pengayaan tinggi (> 9 % U-) dengan uranium pengayaan rendah (< 0% U-). Sebagai konsekuensi penggunaan bahan bakar uranium pengayaan rendah, U- yang dapat dimuatkan ke dalam bahan bakar dengan desain yang sama menurun menjadi hampir /-nya. Untuk mengatasi hal itu maka perlu dipilih bahan bakar yang memiliki densitas tinggi yang dapat dijadikan sebagai alternatif, dan bahan yang memenuhi persyaratan di atas adalah paduan uranium. Dari beberapa paduan tersebut, paduan U Si dan paduan UMo memiliki prospek yang baik untuk dikembangkan sebagai bahan bakar densitas tinggi []. ahan bakar U Si -Al mempunyai keunggulan diantaranya adalah mampu diproduksi dengan tingkat muat uranium lebih tinggi dengan tingkat kegagalan produksi rendah, dan stabil selama proses iradiasi di dalam reaktor []. Karena kehandalannya tersebut, maka bahan bakar U Si -Al dikembangkan ke arah densitas tinggi. Paduan U Si telah berhasil difabrikasi dan dikualifikasi untuk tingkat muat uranium,g U/cc oleh US Nuclear Regulatory Commission pada 9, sedangkan paduan UMo hingga saat ini masih dalam taraf penelitian dan pengembangan. Pada saat ini bahan bakar U Si -Al densitas,g U/cc telah banyak dipakai oleh
2 Endiah Puji Hastuti ISSN 0-9 negara-negara maju seperti Perancis, Korea, Kanada, elanda dan Jepang []. Adanya perubahan tingkat muat akan mengubah distribusi fluks dan parameter kinetika teras reaktor, demikian pula dengan sifat termal bahan bakar sehingga karakteristik reaktor pada saat tunak maupun transien perlu dianalisis. Penggunaan bahan bakar dengan tingkat muat,g U/cc akan memperpanjang waktu tinggal bahan bakar dari 0MWD menjadi 00 MWD []. Serangkaian analisis keselamatan teras RSG-GAS yang akan dilakukan sebagai konsekuensi peng-gunaan bahan bakar dengan tingkat muat ini antara lain adalah analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak, analisis transien akibat hilangnya aliran pendingin (LOFA=loss of flow accident) dan kecelakaan reaktivitas. Analisis kecelakaan dilakukan berdasarkan kecelakaan dasar desain (DA=design basis accident) yang dilakukan dengan model simulasi menggunakan paket program komputer PARET-ANL. Dalam simulasi ini dianalisis karakteristik teras RSG-GAS terhadap perubahan daya dan marjin keselamatan masingmasing pada kondisi tunak dan transien LOFA. Analisis dilakukan pada kanal rerata dan kanal panas. Parameter yang diamati antara lain adalah: perubahan daya, suhu pelat elemen bakar, suhu pendingin, reaktivitas dan marjin keselamatan selama kondisi tunak maupun transien. TEORI Keuntungan penggunaan bahan bakar silisida dibanding dengan jenis oksida adalah kemungkinan peningkatan tingkat muat uranium di dalam matrik bahan bakar. Akibat tingkat muat yang tinggi ini adalah volume bahan bakar uranium silisida yang semakin besar, yang selanjutnya berdampak pada penurunan sifat termal bahan bakar dan kapasitas panasnya. Demikian pula dari hasil perhitungan puncak daya radial maupun aksial bahan bakar di dalam teras reaktor. Semua perubahan ini harus diakomodir dan diperhitungkan dengan teliti dalam analisis kanal panas, yang selanjutnya akan digunakan sebagai data input perhitungan keselamatan. Teras Alternatif RSG-GAS,g U/cc Untuk mengantisipasi penggunaan bahan bakar dengan tingkat muat,g U/cc di teras RSG- GAS maka perlu dipersiapkan teras alternatif, sebagai pilihan lain dari teras reaktor yang sekarang dioperasikan yaitu silisida dengan tingkat muat,9g U/cc. Konfigurasi elemen teras alternatif RSG-GAS direncanakan mengalami perubahan dengan menambahkan (dua) batang kendali pengaman agar marjin reaktivitas padam teras mencukupi, efek penambahan buah batang kendali adalah menaikkan marjin reaktivitas padam dari,0 % k/k menjadi, % k/k. Hasil perhitungan fisika teras menunjukkan bahwa posisi kanal terpanas berada di kisi C- dengan faktor puncak daya sebesar,9, sedangkan konfigurasi teras alternatif ditunjukkan oleh Gambar []. Sedangkan komponen reaktor seperti sistem pendingin baik primer maupun sekunder tidak mengalami perubahan. Skenario Kecelakaan Penyebab terjadinya kehilangan aliran pendingin pada reaktor riset telah diperhitungkan dalam rancangan DA. Adapun pemicu kejadian tersebut dapat disebabkan oleh berbagai hal, sesuai dengan DEs (DEs = design basis events) pemicu kecelakaan termohidrolika dapat disebabkan oleh berbagai sebab seperti ditunjukkan pada Tabel. Skenario kecelakaan akibat hilangnya aliran pendingin primer dimodelkan sebagai berikut. Pada saat teras reaktor yang berbahan bakar silisida sedang beroperasi pada kondisi tunak dengan daya 0MW, tiba-tiba motor penggerak dua buah pompa pendingin primer yang bekerja secara paralel, terhenti akibat putusnya suplai daya listrik atau sebab yang lain (t = 0 detik). Kejadian ini mengakibatkan penurunan laju alir, dimana aliran pendingin hanya berasal dari gaya inersia pompa. Laju aliran pendingin sisa ini akan mencapai harga 0 sebagai fungsi waktu. Trip terjadi dengan waktu tunda 0, detik setelah adanya sinyal laju alir massa di dalam sistem pendingin primer <90% ± %. Adanya trip menyebabkan daya reaktor padam, tetapi masih ada panas peluruhan []. Aliran pendingin yang berasal dari gaya inersia pompa diharapkan mampu mendinginkan panas peluruhan ini. Program Perhitungan PARET Program komputer PARET-ANL [,] merupakan penggabungan dari aspek-aspek neutronik, hidrodinamik dan perpindahan panas. Program ini dirancang untuk memprediksi kejadian dan akibat dari suatu kecelakaan teras reaktor pada kondisi tunak dan transien. Dalam perhitungan ini PARET- ANL dimodelkan untuk menganalisis daerah teras menjadi dua bagian/daerah (region), masing-masing digunakan untuk menganalisis parameter termohidrolika dan keselamatan pada kanal rerata dan kanal terpanas. Nodalisasi ke arah radial dibagi menjadi -, sedangkan ke arah aksial dibagi menjadi atau nodal yang merepresentasikan perbedaan rapat daya yang berbeda.
3 9 ISSN 0 - Endiah Puji Hastuti K S P S RT J S F S H E E E E E E S G E E IP E E S F E E E E E E PN RS E D E E IP E E CIP E E IP E E HY RS HY RS C E E E E E E HY RS S NS E E IP E E HY RS A E E E E E E S 0 9 eryllium lock Reflector Keterangan : E = Elemen akar Standar; = Elemen akar kendali; E = Elemen Reflektor erilium; S = Elemen Reflektor erilium dengan Plug; IP = Posisi Iradiasi; CIP = Posisi Iradiasi Tengah; PNRS = Pneumatic Rabbit System; HYRS = Hydraulic Rabbit System. Angka dalam grid menunjukkan kelas fraksi bakar. Gambar. Konfigurasi teras alternatif RSG-GAS. Tabel. Daftar kejadian awal kecelakaan termohidrolika []. No. Judul Penyebab/Kejadian Awal. Kehilangan aliran pendingin primer (LOFA) Kehilangan pasokan daya listrik pada salah satu pompa primer. Kehilangan aliran pendingin sekunder Kehilangan pasokan daya listrik pada salah satu pompa sekunder. Kehilangan pasokan daya listrik pada instalasi reaktor Kehilangan pasokan daya listrik pada dua pompa primer dan dua pompa sekunder. Rusaknya pompa primer Rusaknya rotor pada salah satu pompa primer. Rusaknya pompa sekunder Rusaknya rotor pada salah satu pompa sekunder. Kehilangan pendingin (LOCA) Patahnya untai pendingin primer
4 Endiah Puji Hastuti ISSN 0-9 Laju perpindahan panas di dalam interface kelongsong-moderator ditentukan dengan menggunakan korelasi empiris perpindahan panas. Korelasi ini sangat bergantung pada kondisi batas pendingin yang terjadi pada saat itu. Tersedia dua buah korelasi perpindahan panas sub-cooled konveksi paksa untuk aliran satu fase yaitu korelasi Dittus- oelter dan Seider-Tate. Sedangkan untuk aliran dua fase tersedia tiga buah korelasi yang dapat dipilih, yaitu: Jens-Lotes, McAdams, dan ergles- Rohsenow. Program PARET juga dilengkapi dengan korelasi untuk menghitung fluks panas pada saat terjadi instabilitas aliran dan akhir pendidihan inti (DN=departure from nucleate boiling) untuk reaktor tipe reaktor riset yang dioperasikan pada tekanan rendah. Korelasi yang digunakan untuk persamaan DN adalah: Tong, ernath, dan Mirshak, sedangkan untuk kriteria instabilitas aliran digunakan korelasi: Witthle-Forgan dan CEA. Marjin Keselamatan Reaktor RSG-GAS Reaktor berbahan bakar berbentuk pelat umumnya menggunakan marjin keselamatan terhadap awal terjadinya instabilitas aliran. Dalam analisis keselamatan untuk memperoleh kondisi yang paling aman maka kondisi terparah (worst condition), dimana dianggap pada kanal tersebut memiliki faktor ketidakpastian nuklir dan enjinering terbesar yang dapat terjadi harus diperhitungkan secara hati-hati. Pada perhitungan ini digunakan analisis kanal panas dengan menggunakan hasil perhitungan faktor puncak daya baik radial maupun aksial maksimum yang mungkin terjadi. Kondisi pengoperasian reaktor terburuk (extreem) yang harus diperhitungkan dalam analisis ini adalah apabila daya reaktor melonjak hingga % dari daya nominalnya, hingga temperatur pendingin inlet mencapai, o C dan laju alir hanya tersedia sebesar % dari nilai nominalnya. Sebagai pembatas dari hasil perhitungan tersebut adalah batas/marjin keselamatan (S min ) dan pembatas terhadap temperatur bahan bakar, kelongsong dan pendingin yang digunakan sesuai dengan ketentuan dalam LAK RSG-GAS, seperti ditunjukkan pada Tabel. Data Input Data input utama yang digunakan antara lain ditunjukkan pada Tabel. Langkah perhitungan baik yang dilakukan secara terpisah maupun yang dilakukan secara langsung dalam analisis dapat dilihat pada diagram alir pada Gambar. Tabel. Marjin Keselamatan RSG-GAS []. KONDISI NILAI S min kondisi tunak, 0 MW, S min kondisi transien, Daya lebih,, MW, Temperatur kelongsong maksimum awal siklus, o C. Temperatur bahan bakar maksimum awal siklus, o C. 00 Tabel. Data Input perhitungan PARET-ANL. PARAMETER NILAI Daya reaktor, MW 0 dan, Temperatur pendingin inlet, o C, Konduktivitas bahan bakar, W/m,K, Kapasitas panas bahan bakar, J/g, K Temperatur 0 o C Temperatur 00 o C 0,0 0,0 Faktor puncak daya radial maksimum. Faktor puncak daya aksial maksimum.9 Faktor fluks panas, Faktor Film, Faktor pendingin,
5 9 ISSN 0 - Endiah Puji Hastuti Gambar. Diagram alir perhitungan. HASIL DAN PEMAHASAN Sebelum melakukan perhitungan keselamatan kondisi transien sesuai dengan diagram alir yang telah dijelaskan di atas, terlebih dahulu harus dilakukan atau diketahui karakteristik teras reaktor pada kondisi tunak yang dapat diuraikan sebagai berikut. Kondisi Tunak Analisis keselamatan pada kondisi tunak dilakukan dengan menggunakan data input hasil perhitungan sifat-sifat termal bahan bakar silisida tingkat muat,g U/cc. Analisis pada kondisi ini dilakukan untuk mengetahui kondisi kanal pendingin pada kanal rerata dan kanal terpanas. Kondisi tunak kanal rerata Pada kondisi tunak di kanal rerata dianggap tidak terdapat penyimpangan, semua parameter operasi reaktor berjalan normal dan sesuai dengan nilai-nilai batas yang tertera di dalam laporan analisis keselamatan. Demikian pula dengan analisis kanal panas dianggap faktor ketidakpastian sebesar. Hasil perhitungan kondisi tunak ditunjukkan oleh Gambar, temperatur pendingin, kelongsong bahan bakar dan bahan bakar masingmasing adalah sebesar, o C,, o C, dan, o C. Profil ini mewakili seluruh bahan bakar di teras reaktor RSG-GAS yang memiliki kanal rerata. Pada kanal rerata parameter operasi memenuhi persyaratan keselamatan yang ada, akan tetapi belum mewakili kondisi terparah. Kondisi tunak kanal terpanas erlawanan dengan kanal rerata, pada kondisi tunak di kanal terpanas dianggap bahwa pada kanal yang dianalisis terjadi penyimpangan, baik dari segi fabrikasi yang disebut dengan ketidakpastian enjinering maupun segi neutronik yang menghasilkan fluks panas maksimum. esarnya faktor-faktor ini diperoleh dari hasil perhitungan fisika teras [] dan analisis faktor ketidakpastian [9,0]. Hasil perhitungan yang diperoleh ditunjukkan pada Gambar. temperatur pendingin, kelongsong bahan bakar dan bahan bakar serta marjin keselamatan masing-masing adalah sebesar,9 o C,, o C,, o C dan,, dimana parameter-parameter ini mewakili karakteristik termohidrolika bahan bakar terpanas di teras reaktor RSG-GAS. Meskipun nilai ini belum menyebabkan kelongsong yang terbuat dari AlMg meleleh (titik lebur 00 o C) akan tetapi dibandingkan dengan Tabel, maka marjin keselamatan telah terlampaui.
6 Endiah Puji Hastuti ISSN Temperatur bahan bakar 0 Temperatur (oc) Temperatur kelongsong Temperatur pendingin Tinggi bahan bakar (cm) Gambar. Profil temperatur pada kanal rerata, daya 0 MW. 00 Temperatur bahan bakar 0 Temperatur (oc) 0 0 Temperatur kelongsong 0 Temperatur pendingin Tinggi bahan bakar (cm) Gambar. Profil temperatur pada kanal terpanas. Kondisi Transien LOFA Analisis keselamatan teras reaktor RSG-GAS berbahan bakar silisida dengan tingkat muat,g U/cc saat transien diamati pada kecelakaan akibat LOFA. Analisis transien ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik temperatur di kanal terpanas pada saat terjadinya kecelakaan akibat kanal tidak memperoleh kecukupan aliran pendingin. Analisis ini dilakukan dengan simulasi perhitungan dimana pompa pendingin primer disimulasi tidak dapat memasok/menyirkulasi
7 9 ISSN 0 - Endiah Puji Hastuti pendingin. Kejadian tersebut dibatasi dengan reaktor padam secara otomatis apabila laju pendingin primer hanya % dari nilai nominalnya. Perhitungan ini dilakukan dengan menggunakan profil penurunan laju pendingin primer (coast down pump) RSG-GAS yang diperoleh dari hasil eksperimen, mengingat komponen dan sistem pendingin pada teras alternatif ini tidak berubah. Hasil perhitungan dengan menggunakan daya awal 0 MW dan asumsi reaktor telah dioperasikan selama hari. Profil penurunan daya reaktor akibat scram (reaktor terpancung) dengan pemicu aliran pendingin mencapai nilai minimumnya pada saat transien terjadi pada detik-detik awal, diperlihatkan oleh Gambar Laju alir (kg/detik) 0 0 Daya reaktor Laju alir.0 Daya reaktor (MW).0 Waktu setelah transien (detik) Gambar. Profil penurunan laju pendingin dan daya reaktor. Temperatur kelongsong Temperatur ( o C) Temp. pendingin Daya reaktor (MW) Daya reaktor Waktu setelah transien (detik) Gambar. Sifat temperatur dan daya reaktor.
8 Endiah Puji Hastuti ISSN 0-9 Gambar menunjukkan bahwa reaktor padam akibat penurunan kemampuan pengambilan panas oleh pendingin, sehingga daya sempat melonjak mencapai MW pada detik ke 0,. Daya reaktor segera mencapai,mw (,9%) dalam waktu,9 detik dan mencapai quasi steady setelah itu. Laju alir sisa setelah pompa padam mampu mengambil peluruhan panas setelah reaktor terpancung. Hal ini ditunjukkan pada Gambar. Transien akibat LOFA menunjukkan reaktor mengalami scram pada saat aliran mencapai % dengan temperatur pendingin, kelongsong dan bahan bakar (meat) masing-masing mencapai,9 o C,, o C dan. o C. Dibandingkan dengan titik leburnya maka temperatur kelongsong bahan bakar masih mampu menahan panas yang ditimbulkan, demikian pula dengan meat (bahan bakar)nya mengingat bahan bakar uranium silisida mempunyai ketahanan panas yang lebih baik. Meskipun demikian akibat penurunan kemampuan daya hantar panas terlihat telah terjadi peningkatan temperatur kelongsong (AlMg ) hingga telah melampaui batasan parameter tersebut di LAK. Kenaikan temperatur kelongsong ini disebabkan sifat konduksi bahan bakar silisida dan faktor pembangkitan daya yang lebih besar, pada kondisi riil hal ini akan mengakibatkan terjadinya aliran dua fasa di beberapa titik akibat pendidihan inti. Terjadinya aliran dua fase yang dihitung dengan menggunakan persamaan fluks panas pada akhir pendidihan inti dan instabilitas aliran menujukkan bahwa marjin keselamatan mencapai nilai minimumnya. Dari hasil perhitungan diketahui bahwa marjin keselamatan pada saat awal transien merupakan kondisi terparah dimana nilainya mencapai,9, pada detik, (Gambar ). Marjin minimum ini berlangsung dengan sangat cepat karena reaktor langsung terproteksi dengan jatuhnya batang kendali (scram), dan segera meningkat kembali ketika daya reaktor telah meluruh. Marjin terhadap perbandingan fluks panas kritis menunjukkan penurunan secara linier. Sistem keselamatan inherent RSG-GAS dengan adanya proteksi reaktor juga ditunjukkan oleh reaktivitas padam teras untuk mencapai reaktivitas negatif yang terjadi bersamaan dengan penurunan daya reaktor dengan perioda tetap (Gambar ). Marjin instabilitas aliran.00 0 Daya reaktor (MW) Daya reaktor MCHFR Marjin keselamatan (-) Waktu setelah transien (detik) Gambar. Marjin keselamatan saat transien LOFA.
9 9 ISSN 0 - Endiah Puji Hastuti.00 0 Daya reaktor (MW) Daya reaktor Reaktivitas Perioda Reaktivitas, Perioda ($) Waktu setelah transien (detik) Gambar. Transien reaktivitas saat LOFA. KESIMPULAN Dari hasil perhitungan dan analisis yang dilakukan pada desain teras alternatif RSG-GAS berbahan bakar silisida,g U/cc menunjukkan bahwa apabila reaktor RSG-GAS akan dioperasikan menggunakan bahan bakar jenis tersebut dan agar supaya marjin keselamatan dan temperatur memenuhi kriteria keselamatan maka daya reaktor harus direduksi. UCAPAN TERIMA KASIH Terima kasih disampaikan kepada rekanrekan Lily Suparlina, Surian pinem, Tagor MS, Pujianto MS, Suparjo yang telah memberikan masukan dan diskusi intensif sehingga penelitian ini selesai sesuai dengan rencana. DAFTAR ACUAN. HAMY, JM., HUET, F., GUIGON,., LEMONIE, JL., Status as of October 00 of the French UMo Group Development Program, 00 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Chicago, Illinois, October -0, 00.. CLARK,CR., MEYER,MK., HEYES, SL., HOFMAN, GL., SNELGROVE, JL., RERTR Fuel Development at Argonne National Laboratory, Argonne National Laboratory, Idaho 0-, USA.. SNELGROVE, JL., HOFMAN, GL., TRYUS, WIENC, TC., Development of Very-High-Density Fuels by the RERTR Program, 9 th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), October -0, 99, Seoul, Republic of Korea.. LILY SUPARLINA, TAGOR M,S, Manajemen RSG-GAS erbahan akar Silisida,g U/cc, Jurnal Sains dan Teknologi Nuklur Indonesia, Vol, IV, Agustus 00.. ATAN, Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA- Siwabessy, Rev., Maret M. HIRANO, Y. SUDO, Analytical Study on Thermal-Hydraulic ehavior of Transient from Forced Circulation to Natural Circulation in JRR-, Journal of Nuclear and Technology, Vol, No., pp. ~, April 9, A
10 Endiah Puji Hastuti ISSN 0-99 publication of the Atomic Energy of Society JAPAN.. WOODRUFF, W.L., A User Guide for the Current ANL Version of the PARET Code, NESC, 9.. J.E. MATOS and J.L. SNELGROVE, IAEA Tec.Doc No., Research Reactor Core Conversion Guidebook, RERTR Program, Argonne National Laboratory. 9. HASTOWO, H., Investigation on ATWS and Hypothetical Accidents For The Indonesian Multipurpose Research Reactor RSG-GAS, Disertasion doctor, Gadjah Mada University, Yogyakarta, HASTUTI E.P.,Uncertainty Factor and est Estimate Approach For The RSG-GAS Thermal-Hydraulic Safety Analysis, Prosiding ICMNS-IT, andung 9-0 Nov 00. Dari segi fuel cycle cost dapat menurunkan berapa rupiah/kwh? Jika dibandingkan dengan U-Silisida sebelumnya,9 g/cc. Endiah PH Initial loading untuk elemen bakar uji (EU) dengan plat Si, g/cc akan dilakukan bulan Oktober 00. Hasil optimasi desain. Penggunaan elemen bakar, g U/cc menaikkan waktu tinggal bahan bakar dalam reaktor dari hari menjadi 0 hari atau 0 MWD menjadi 00 MWD. ambang Supardiyono Apakah ada hubungan antara ketiga program tersebut (Paket ANL, WIMS-D, Pok DYN)? Apa yang terjadi apabila sistem scram gagal. TANYA JAWA Y. Sardjono Kapan initial loading U-Silisida, g/cc. Apakah kerapatan, g/cc itu hasil optimasi design atau lisensi? Endiah PH Tidak ada hubungannya, akan tetapi PARET- ANL memerlukan dalam input WIMS-D dan Pok DYN untuk fisika teras program lain dapat digunakan apabila dapat menghasilkan parameter fisika teras yang diperlukan. Apabila scram gagal masih ada pemicu lagi yang menyebabkan reaktor scram selain minimum laju alir yaitu temperatur inlet teras melebihi o C.
ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR
ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Oleh Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS
Lebih terperinciEFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS
ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciDiterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010
Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri
Lebih terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)
ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas
Lebih terperinciANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN
Lebih terperinciVERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI
VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi
Lebih terperinciANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI
Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida
Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id
Lebih terperinciPENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP
PENINKATAN KEMAMPUAN ATAN KENDALI REAKTOR RS-AS DENAN PENANTIAN AHAN PENYERAP Iman Kuntoro dan Tagor Malem Sembiring Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset - ATAN ASTRACT THE IMPROVEMENT OF THE RS-AS
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ISSN 0 - Tukiran S., dkk. ANALISIS PENGARUH DENSITAS AHAN AKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Tukiran S. dan Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - ATAN
Lebih terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
Lebih terperinciANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al DAN U-6Zr/Al DI RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON DAN CFD-3D
Analisis Termohidrolika Elemen akar Uji U-Mo/Al dan U-Zr/Al di RSG-GAS Menggunakan COOLOD-N, NATCON dan CFD-D (Endiah Puji Hastuti, Muhammad Subekti) ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN AKAR UJI U-Mo/Al DAN
Lebih terperinciANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September
Lebih terperinciDESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,
Lebih terperinciANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK
ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciUJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK
UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK Gatot Praptoriadi, Hudi Hastowo, Kumia Putranta, Dewanto Saptoadi ABSTRAK UJI BENCHMARK TERMOHlDRAULIKA TERAS KERJA RSG-GAS DALAM
Lebih terperinciANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)
ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP. (A.R. Antariksawan) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 ABSTRAK A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN
Lebih terperinciKARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN
KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN ABSTRAK KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak
Lebih terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciDiterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014
ISSN 1411 240X Desain teras alternatif untuk reaktor... (Iman Kuntoro) DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk
Lebih terperinciPARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
Lebih terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciEVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.
EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
Lebih terperinciANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA
Lebih terperinciANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS
Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003 ISSN 1693-7902 ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Tukiran Surbakti
Lebih terperinciPERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF
Tukiran, dkk. ISSN 0216-3128 25 PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF Tukiran S, Tagor MS Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciCONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciIDENTIFIKASI SENYAWA YANG TERBENTUK AKIBAT REAKSI TERMOKIMIA PADA INGOT BAHAN BAKAR
IDENTIFIKASI SENYAWA YANG TERBENTUK AKIBAT REAKSI TERMOKIMIA PADA INGOT BAHAN BAKAR U 3 O 8 -Al, U 3 Si 2 -Al DAN UMo-Al MENGGUNAKAN X-RAY DIFFRACTOMETER Aslina Br. Ginting Pusat Teknologi Bahan Bakar
Lebih terperinciKARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL
KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132
Lebih terperinciANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-
74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN
Lebih terperinciEVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS
ISSN 1907 265 EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS Bambang Herutomo, Tri Yulianto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN, Serpong ABSTRAK EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi
Lebih terperinciPENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR
Lebih terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
JURNAL Teori dan Aplikasi Fisika Vol. 04, No.01, Januari Tahun 2016 Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
Lebih terperinciKata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,
Lebih terperinciSTUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI
Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI Martoyo, Nusin Samosir, Suparjo, dan U. Sudjadi ABSTRAK STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
Lebih terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir
Lebih terperinciANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS
16 ISSN 0216-3128 Endiah Puji Hastuti, dkk. ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Pudjijanto MS Pusat Teknogi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-PTRKN-BATAN
Lebih terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Lebih terperinciMODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut
Lebih terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih terperinciHASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS
Bab 5 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS 5.1 Data Spesi kasi GCFR No Parameter Spesi kasi 1 Power 600 MW th 2 Power density teras reaktor 100 MW=m 3 3 Power density rata-rata 55 MW=m 3 4 Tekanan pendingin
Lebih terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI
ISSN 1411 240X Analisis Keselamatan Termohidrolik Bulk Shielding... (Azizul Khakim) ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI Azizul Khakim BAPETEN, Jl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta
Lebih terperinciKAJIAN DESAIN KONFIGURASI TERAS REAKTOR RISET UNTUK PERSIAPAN RANCANGAN REAKTOR RISET BARU DI INDONESIA
Lily Suparlina ISSN 0216-3128 193 KAJIAN DESAIN KONFIGURASI TERAS REAKTOR RISET UNTUK PERSIAPAN RANCANGAN REAKTOR RISET BARU DI INDONESIA Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciREAKTOR PEMBIAK CEPAT
REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio
Lebih terperinciPEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al Guswardani, Susworo Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3
Lebih terperinciOPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI
ISSN 1411 240X Optimasi Desain Termohidrolika Teras dan Sistem... (Endiah Puji Hastuti) OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI Endiah Puji Hastuti,
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciPEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK
PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI
Lebih terperinciLAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan
Lebih terperinciAPLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR-TRI DASA MEGA, Vol. 8, No. 3, Oktober, 2006 : Hal 114-125 ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi,
Lebih terperinciPEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi
Lebih terperinciREACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
Lebih terperinciANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS
Prosiding Presentasi "miah Daur Bahan Bakar Nuklir V P2TBDU & P2BGN -BA TAN Jakarta, 22 Februari 2 ISSN 141-1998 ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS ABSTRAK
Lebih terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih terperinciDEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.
DEFINISI Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. Batas-batas Yang Dapat Diterima (Acceptable limits) Batas-batas yang dapat diterima oleh badan pengaturan. Kondisi
Lebih terperinciDESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR
DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
Lebih terperinciPEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5
Urania Vol. 16 No. 4, Oktober 2010 : 145-205 PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 ABSTRAK Suroso (1) dan Sukmanto Dibyo (1) Pusat Teknologi Rekayasa dan Keselamatan
Lebih terperinciEVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK
EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti Email : darwis@batan.go.id
Lebih terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 1, Khairul Handono 1, Sapta Teguh P 1 1 PRPN-BATAN, Komplek Puspiptek Gd.71 Serpong, Tangerang 15310 ABSTRAK RANCANG
Lebih terperinciPEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir
Lebih terperinciCONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.
Lebih terperinciPENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 SET Abstrak Kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) merupakan kecelakaan besar yang dipostulasikan
Lebih terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 2, Khairul Handono 3 dan Sapta Teguh P 4 1, 2, 3, 4 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)
Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
Lebih terperinciANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER
ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER YANLINASTUTI, SUTRI INDARYATI, RAHMIATI Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Serpong Abstrak ANALISIS
Lebih terperinciANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN
Lebih terperinciPEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al
ABSTRAK PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al Susworo, Suhardyo, Setia Permana Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al. Pembuatan pelat elemen bakar/peb mini
Lebih terperinciANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF
Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power
Lebih terperinciMANAJEMEN OPERASI REAKTOR
MANAJEMEN OPERASI REAKTOR Keselamatan reaktor mensyaratkan pemilihan tapak, desain, konstruksi, komisioning, operasi dan dekomisioning yang memadai. Ketentuan keselamatan ini terutama ditekankan pada operasi
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
Lebih terperinciLAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN
LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN I-101. Lampiran I berisi beberapa pertimbangan yang mungkin bermanfaat dalam melakukan analisis keselamatan untuk suatu reaktor penelitian. Pendekatan
Lebih terperinciSISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS
SISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS A.Mariatmo, Edison, Jaja Sukmana ABSTRAK Sistem pelaporan kejadian di RSG GAS mengikuti sistem pelaporan kejadian untuk reaktor riset IRSRR yang dikeluarkan oleh IAEA,
Lebih terperinciPENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS
PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: prsg@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH GARPU
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara
Lebih terperinciPENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG
PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
Lebih terperinciANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL
186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR
Lebih terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan
Lebih terperinciEKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF
EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI
Lebih terperinciPENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com
Lebih terperinciPRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (II)
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (II) Khoirul Huda Badan Pengawas Tenaga Nuklir Jl. Gajah Mada 8, Jakarta 1 DESAIN KEANDALAN (1/8) Batas maksimum tidak berfungsinya (unavailability) suatu sistem atau komponen
Lebih terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,
Lebih terperinci