IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN"

Transkripsi

1 IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN Christina Novila Soewono, Alexander Agung, Sihana Jurusan Teknik Fisika Fakultas Teknik Universitas Gadjah Mada Jalan Grafika No 2, Yogyakarta ABSTRAK IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN. Desain loading/reloading pattern (LP) optimum merupakan salah satu kegiatan manajemen bahan bakar yang bertujuan untuk meningkatkan efisiensi operasional reaktor. Parameter yang dijadikan acuan untuk menentukan desain LP optimum adalah nilai faktor multiplikasi efektif saat akhir siklus dan faktor pemuncakan daya. Optimasi dilakukan dengan menggunakan algoritma simulated annealing multiobyektif yang dikopel dengan modul COREBN untuk perhitungan burn up multidimensi teras. Optimasi dilakukan pada ¼ teras (52 perangkat bahan bakar) yang mewakili keseluruhan teras. Konfigurasi hasil optimasi akan dibandingkan dengan model standar untuk mengetahui perbaikan yang telah dilakukan algoritma optimasi Kata kunci: loading pattern, faktor multiplikasi efektif saat akhir siklus, faktor pemuncakan daya, simulated annealing multiobyektif, COREBN ABSTRACT MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING METHOD IMPLEMENTATION FOR PWR FUEL LOADING PATTERN OPTIMIZATION USING COREBN CODE. Optimizing loading/reloading pattern design is one of nuclear fuel management activities in order to reduce fuel cycle costs while satisfying safety constraints and operational targets. Multiplication factor at the end of cycle and maximum power peaking factors are the parameters to define the optimal LP design. This optimization initial fuel loading pattern study is based on multiobjective simulated annealing algorithm which is coupled to COREBN code for core burn up calculation. Optimization is implemented on ¼ core model (52 fuel assemblies) which represent the whole core. The result will then be compared to standard model in order to observe the improvement. Keywords: optimization, loading pattern, multiplication factor at end of cycle, power peaking factors, multiobjective simulated annealing, COREBN I. PENDAHULUAN Kebutuhan energi, terutama energi listrik, yang meningkat dan isu pemanasan global menjadikan pembangkit listrik tenaga nuklir sebagai alternatif sumber energi yang diminati. Keunggulan pembangkit tenaga nuklir dengan kapasitas daya besar dengan biaya operasi yang relatif lebih murah bila dibandingkan dengan pembangkit daya lain semakin menambah daya tarik pembangkit tenaga nuklir. Terlepas dari kelebihannya, kelemahan pembangkit nuklir yaitu rendahnya kandungan uranium fisil di alam (0,7% kelimpahan isotropik) sementara reaktor pembiak komersial belum tersedia serta belum adanya teknologi pengolahan limbah yang disepakati perlu disiasati agar nuklir masih dapat menjadi sumber energi di masa mendatang. 119

2 Salah satu usaha meningkatkan efisiensi reaktor nuklir adalah dengan perancangan loading/reloading pattern (desain LP) yang optimum. Suatu teras dikatakan optimal apabila dengan pengkayaan yang relatif lebih rendah mampu memberikan umur siklus yang lebih panjang dibandingkan penggunaaan desain LP konvensional tanpa melebihi batas keselamatan operasional. Simulated annealing merupakan algoritma optimasi yang sering digunakan dalam kode manajemen bahan bakar dalam teras [1,2,3]. Simulated annealing multiobyektif merupakan varian algoritma simulated annealing dimana pengoptimalan sejumlah fungsi obyektif dilakukan secara simultan. II. STUDI PUSTAKA Simulated annealing merupakan algoritma optimasi stokastik yang dianalogikan dengan proses penganilan material logam. Terinspirasi oleh algoritma sederhana yang mensimulasikan sejumlah atom yang berada pada kesetimbangan pada suhu tertentu [3], SA pertama kali dikemukakan dan digunakan olah [4] Kirkpatrick et a.l untuk perancangan integrated circuit dengan jutaan elemen sedemikian sehingga meminimumkan interferensi antar elemen dan kabel penghubung persoalan dan penentuan jalur minimum yang ditempuh seorang pedagang keliling (TSP). Perluasan algoritma SA untuk penyelesain problem optimasi multiobyektif [4] dilakukan oleh Suppapitnarm dengan menggunakan konsep Pareto optimality sebagai kriteria pengarsipan solusi terbaik sepanjang proses optimasi. III. DASAR TEORI III.1. Manajemen Bahan Bakar dalam Teras Dua metode penyusunan bahan bakar dalam teras yang biasa digunakan secara umum adalah metode zonal loading dan scatter loading [6]. III.1.1. Zonal Loading (In-Out Cycling) Pada metode ini, bahan bakar yang belum teriradiasi ditempatkan di daerah keliling teras. Bahan bakar yang telah teriradiasi di acak di daerah yang lebih dalam, sedang bahan bakar pada daerah tengah diambil dari teras. Tujuan dari pola ini adalah memanfaatkan pengurangan reaktivitas yang akibat deplesi bahan bakar sebagai mekanisme pemerataan daya. Gambar 3.1. Metode penyusunan bahan bakar dalam teras [6] III.1.2. Scatter (Roundelay) Loading Pola pengisian bahan bakar yang lain adalah pola tersebar atau acak untuk mencapai distribusi bahan bakar yang lebih seragam. Keuntungan lain dari pola scatter-loading adalah tidak perlu dilakukan pengaturan ulang bahan bakar teriradiasi. Pada praktiknya, pengisian ulang bahan bakar mengkombinasikan teknik zonal dan scatter. Sebagai contoh, susunan bahan bakar PWR dimana bahan bakar segar ditempatkan pada daerah luar, sedang bahan bakar teriradiasi diatur acak pada daerah tengah. III.2 COREBN Dalam sistem SRAC, proses perhitungan burn up teras dilakukan dalam 2 tahapan. Pada tahap pertama dilakukan perhitungan burn up pada tingkat sel. Pada tahap ini akan didapat data tampang lintang makroskopik tiap step burn up dari sel yang terhomogenisasi. Data tampang lintang makroskopik hasil perhitungan burn up tingkat sel berupa tabulasi tampang lintang terhadap suhu teras, suhu pendingin, dan tingkat burn up pada pemodelan perangkat bahan bakar, yang disimpan dalam file MACRO. Data tampang lintang makroskopik ini kemudian akan diinterpolasi untuk menghitung burn up teras pada tahap kedua. Pada penelitian ini, perhitungan burn up tahap pertama dilakukan dengan modul PIJ sedangkan perhitungan tahap kedua dilakukan dengan modul COREBN [7]. COREBN merupakan kode yang digunakan untuk melakukan perhitungan burn up teras berdasarkan interpolasi tampang lintang makroskopik dan teori difusi finite difference. Masukan informasi mengenai kondisi operasi reaktor, misal daya termal, berapa lama reaktor akan dioperasikan, tata letak perangkat bahan 120

3 bakar dan perangkat batang kendali dalam teras, geometri teras, semua jenis perangkat bahan bakar serta perangkat non bahan bakar yang berada dalam teras, perlu dideklarasikan terlebih dahulu dalam file history dengan menggunakan kode HIST. Selain itu, HIST juga berfungsi untuk mengkonversi file data tampang lintang makroskopik berformat PDS menjadi PS agar dapat dibaca oleh COREBN. COREBN akan membaca informasi yang dibutuhkan dalam perhitungan dan sekaligus merekam data burn up terbaru dan komposisi tiap elemen teras hasil perhitungan pada file history. Dengan informasi yang didapat dari file history, COREBN melakukan perhitungan burn up hingga reaktivitas lebih mencapai nilai yang diinginkan. Pada akhir perhitungan, COREBN akan merekam kondisi operasi siklus pertama, burn up, dan komposisi nuklida hasil peluruhan tiap elemen bahan bakar dalam teras ke file history. III.3 Simulated Annealing Multiobyektif SA merupakan teknik optimasi pencarian langsung yang terinspirasi oleh fenomena pendinginan logam cair yang biasa disebut dengan proses penganilan [5]. Lelehan logam pada suhu tinggi memiliki struktur molekul yang tidak beraturan. Apabila lelehan logam tersebut didinginkan secara perlahan, struktur molekul yang semula tidak beraturan akan memiliki cukup waktu untuk membentuk struktur yang lebih teratur dengan tingkat energi yang lebih rendah, hingga logam membeku dengan struktur kristal tanpa cacat dengan energi rendah (stabil). Pada keadaan ini, sistem dikatakan berada pada konfigurasi dengan energi minimum global. Pendinginan secara cepat (biasa disebut dengan quenching), sebaliknya, menyebabkan molekul tidak memiliki cukup waktu untuk memposisikan diri sehingga terdapat cacat pada struktur kristal dan sistem berada pada konfigurasi dengan energi minimum lokal. Penurunan suhu terjadi ketika telah tercapai kesetimbangan termodinamika termal pada logam. Berdasarkan termodinamika statistik, probabilitas suatu sistem berada pada tingkat energi tertentu diberikan oleh Persamaan 3.1. tingkat energi suatu sistem ditentukan oleh konfigurasi atomik sistem tersebut. (3.1) Persamaan 3.1. dikenal sebagai distribusi probabilitas Boltzmann. Dengan adanya probabilitas ini, konfigurasi dengan tingkat energi yang lebih tinggi masih dapat diterima secara probabilistik. Saat T bernilai tak hingga, sistem bebas bertransisi dari satu konfigurasi ke konfigurasi lain, namun saat T=0 sistem tidak lagi bisa bertransisi. Hubungan probabilistik inilah yang menjadi basis pencarian solusi optimum SA. Pada dasarnya, algoritma SA multiobyektif sama dengan algoritma SA standar. Yang membedakan keduanya adalah penggunaan konsep dominasi yang dikenal dengan Pareto front dan rumus probabilitas penerimaan yang digunakan. Solusi Pareto front adalah himpunan solusi yang tidak terdominasi oleh solusi lain. Dalam suatu permasalahan minimasi, solusi x dikatakan terdominasi oleh solusi y apabila (3.2) Setiap kali optimasi membangkitkan solusi, solusi tersebut akan diarsipkan menurut kedudukannya terhadap solusi lain. Skema pengarsipan, lihat Gambar 3.2., yang dapat digunakan adalah sebagai berikut: Semua solusi yang dibangkitkan merupakan solusi baru yang akan diarsip Jika solusi baru mendominasi solusi lain dalam arsip, solusi yang terdominasi akan digantikan oleh solusi baru (kasus 1). Jika solusi baru didominasi oleh solusi lain dalam arsip, maka solusi tersebut tidak dimasukkan dalam arsip (kasus 2). Jika solusi baru tidak mendominasi maupun terdominasi oleh solusi dalam arsip, maka solusi baru ditambahkan ke dalam arsip (kasus 3). Gambar 3.2. Pengarsipan pada optimasi multiobyektif [8] SA multiobyektif menggunakan Persamaan 3.2. untuk mencari probabilitas penerimaan: (3.2) 121

4 IV. PELAKSANAAN PENELITIAN Pola susunan bahan bakar merupakan kombinasi dari penempatan posisi perangkat bahan bakar dalam teras reaktor. Dalam penelitian ini digunakan kombinasi penempatan posisi bahan bakar pada teras simetri 1 / 4 (52 posisi perangkat bahan bakar) dengan 3 tipe perangkat bahan bakar yaitu yang diperkaya 1,5%, 2,5% dan 3%. Setiap perangkat diberi kode yang menunjukkan letaknya dalam teras reaktor (absis dan ordinat). Algoritma optimasi simulated annealing multiobyektif dibuat dalam sebuah program antarmuka. Program tersebut pada tahap awal secara acak menghasilkan konfigurasi bahan bakar sebanyak jumlah populasi yang dimasukkan sebagai parameter awal. Setiap kali konfigurasi didapatkan, dilakukan perhitungan k eff dan distribusi daya dengan COREBN. Hasil keluaran COREBN merupakan nilai fungsi obyektif dari tiap konfigurasi. Fungsi obyektif algoritma optimasi adalah maksimasi nilai k eff dan minimasi nilai faktor pemuncakan. Kedua nilai fungsi obyektif ini (k eff dan faktor pemuncakan daya) kemudian dibandingkan dengan nilai fungsi obyektif konfigurasi lain yang telah diarsip. Apabila nilai fungsi yang baru tidak saling mendominasi dengan nilai fungsi obyektif yang lain, maka nilai tersebut diterima dan diarsip. Jika ternyata salah satu atau kedua nilai obyektif yang baru mendominasi maupun terdominasi oleh yang lain, maka nilai tersebut dapat diterima sesuai dengan probabilitas penerimaan. Langkah ini dilakukan kembali sampai tercapai kesetimbangan termal, lalu turunkan suhu agar probabilitas penerimaan semakin mengecil. Lakukan langkah-langkah di atas hingga dirasa suhu sudah cukup kecil dan sistem dianggap telah membeku. V. HASIL DAN PEMBAHASAN Gambar 5.1 menampilkan plot kedua nilai fungsi obyektif untuk semua solusi yang dibangkitkan oleh operator perturbasi program optimasi. Pembangkitan solusi keseluruhan 1100 buah. Gambar 5.1. Nilai fungsi obyektif untuk semua solusi yang dibangkitkan Dari 1100 solusi yang dibangkitkan, 60 diantaranya diterima. Kurang lebih separuh solusi ditolak. Adanya pengarsipan pada program optimasi membuat penerimaan solusi menjadi lebih sulit karena selain dibandingkan dengan solusi sebelumnya, solusi baru juga dibandingkan dengan solusi terbaik yang ditemukan dan disimpan sepanjang proses optimasi. Gambar 5.2. Nilai fungsi obyektif untuk semua solusi tak terdominasi Dari 61 anggota solusi tak terdominasi yang diterima, sebanyak 3 anggota merupakan himpunan pareto front akhir. Anggota dari pareto front akhir ditunjukkan pada Tabel 5.1. walaupun optimasi multiobyektif menghsilkan himpunan pareto dengan banyak solusi tak terdominasi, namun pada umumnya hanya satu solusi saja yang diimplementasikan. Untuk itu perlu dilakukan pemilihan solusi tunggal guna memilih solusi terbaik. Hasil analisis ini relatif terhadap himpunan pareto yang didapat. 122

5 Tabel 5.1. Nilai fungsi obyektif kandidat Kandidat k eff akhir siklus Faktor pemuncakan daya 1 1, , , , , ,909 Dalam konteks teknik nuklir, pertimbangan pertama yang diutamakan adalah aspek keselamatan. Aspek tersebut diwakili oleh nilai PPF maksimum sepanjang siklus dan didefinisikan untuk tidak lebih dari 2,0. Dengan demikian, secara otomatis kandidat pertama ditolak karena memiliki nilai PPF maksimum > 2,0. Selain keselamatan, ekonomi merupakan aspek penting yang perlu dipertimbangkan. Kecenderungan terhadap aspek ini dapat ditunjukkan dengan pemilihan solusi dengan k eff akhir siklus tertinggi yang memungkinkan perpanjangan umur reaktor paling lama. Keoptimalan solusi yang memiliki solusi seperti ini memiliki PPF yang tinggi pula. Kandidat 3 memiliki nilai k eff lebih tinggi daripada kandidat 2, sehingga nilai PPFnya juga lebih tinggi. Namun, nilai PPF kandidat 3 masih di bawah standar keselamatan, yaitu 2,0. Dengan mempertimbangkan aspek keselamatan dan ekonomi, kandidat 3 dipilih sebagai solusi tunggal yang optimum. Model standar memiliki k eff sebesar 1,01166 dan PPF sebesar 2,36. Bila dibandingkan dengan LP hasil optimasi, terdapat peningkatan k eff sebesar 1,491% dan penurunan PPF sebesar 19,261%. Peningkatan nilai k eff berefek pada perpanjangan siklus selama 60 hari (2 bulan) bila dibandingkan dengan model standar. VI. KESIMPULAN Algoritma SA multiobyektif berhasil digunakan dalam optimasi LP teras PWR. LP hasil optimasi memiliki nilai k eff saat EOC sebesar 1,06769 dan nilai PPF maksimum sebesar 1,909. Bila dibandingkan dengan model standar yang memiliki k eff sebesar 1,01166 dan PPF 2,36, LP hasil optimasi memberikan peningkatan k eff sebesar 1,491% dan penurunan PPF sebesar 19,261%.. Peningkatan k eff berefek pada perpanjangan siklus sebesar 8,108% (2 bulan) terhadap model standar. VII. DAFTAR PUSTAKA [1] F.C.M. Verhagen, M. van der Schaar, W.J.M. de Kruijf, T.F.H. van der Wetering, R.D. Jones. ROSA: a Utility Tool for Loading Pattern Optimization. Advances in Nuclear Fuel Management II Conference, Myrtle Beach, Carolina Utara, Maret [2] D.J. Kropaczek dan P.J. Turinsky, In- Core Nuclear Fuel Management for Pressurized Water Reactors Utilizing Simulated Annealing, Nucl. Techonl., Vol.95,1:9,1991. [3] J.G. Stevens, K.S. Smith, K.R. Rempe dan T.J. Downar. Optimization of Pressurized Water Reactor Shuffling by Simulated Annealing with Heuristics, Nucl. Sci. Eng., Vol 121,1:67,1995. [4] Nicholas Metropolis, Arianna W. Rosenbluth, Marshall N. Rosebluth, Augusta H. Teller dan Edward Teller. Equation of state calculations by fast computing machines. The Journal of Chemical Physics, 21(6): , [5] S. Kirkpatrick, C.D. Gelatt, dan M.P. Vecchi. Optimization by Simulated Annealing, Science, New Series, Vol. 220, No. 4598, pp [6] James J. Duderstadt dan Louis J. Hamilton. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley Sons Ltd., New York, [7] Keisuke Okumura. COREBN: A Core Burnup Calculation Module for SRAC2006. Reactor Physics Group, Nuclear Science and Engineering Directorate, Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) Tokaimura, Naka-gun, Ibaraki-ken, Japan, Gambar 5.2. Perbedaan nilai keff berbagai konfigurasi antara model standar dan optimasi 123

Diterima editor 21 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 05 Oktober 2009

Diterima editor 21 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 05 Oktober 2009 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 11 No. 3 Oktober 2009, Hal. 116-129 ISSN 1411 240X IMPLEMENTASI METODE GENETIC ALGORITHM DAN SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS PWR MENGGUNAKAN CODE

Lebih terperinci

IMPLEMENTASI METODE GENETIC ALGORITHM DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN

IMPLEMENTASI METODE GENETIC ALGORITHM DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN IMPLEMENTASI METODE GENETIC ALGORITHM DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN Petrus 1, Alexander Agung 1, Sihana 1 1 Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB 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 terperinci

Analisis 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 ) 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 terperinci

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Analisis 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 terperinci

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan

Lebih terperinci

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan

Lebih terperinci

BAB 2 LANDASAN TEORI

BAB 2 LANDASAN TEORI 8 BAB 2 LANDASAN TEORI Pada bab ini akan dibahas beberapa konsep dasar dan beberapa definisi yang akan digunakan sebagai landasan berpikir dalam melakukan penelitian ini sehingga mempermudah penulis untuk

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN 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 terperinci

BAB 1 PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

BAB 1 PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang 1 BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Salah satu permasalahan optimasi kombinatorial yang terkenal dan sering dibahas adalah traveling salesman problem. Sejak diperkenalkan oleh William Rowan Hamilton

Lebih terperinci

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne

Lebih terperinci

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *

ANALISA 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 terperinci

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung. STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi

Lebih terperinci

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi PPIN BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, Indonesia 15310 Email

Lebih terperinci

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha 1,*, Mohammad Ali Shafii 1, Feriska Handayani Irka 1, Zaki Su ud 2 1 Jurusan Fisika

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI 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 terperinci

PERHITUNGAN 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 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

ANALISIS 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 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 terperinci

ANALISIS 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. 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 terperinci

EVALUASI 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. 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan

Lebih terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis

Lebih terperinci

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali

Lebih terperinci

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised). BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )

Lebih terperinci

APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK MENYELESAIKAN TRAVELLING SALESMAN PROBLEM

APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK MENYELESAIKAN TRAVELLING SALESMAN PROBLEM Buletin Ilmiah Mat. Stat. dan Terapannya (Bimaster) Volume 03, No. 1 (2015), hal 25 32. APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK MENYELESAIKAN TRAVELLING SALESMAN PROBLEM Edi Samana, Bayu Prihandono, Evi Noviani

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para

Lebih terperinci

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB II TINJAUAN PUSTAKA BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Manajemen Proyek Konstruksi Suatu proyek konstruksi merupakan suatu rangkaian kegiatan yang hanya satu kali dilaksanakan dan umumnya berjangka waktu pendek. Selain itu, suatu

Lebih terperinci

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN

Lebih terperinci

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 19 III. METODE PENELITIAN A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 2013 sampai dengan bulan Mei 2013. Adapun tempat dilaksanakannya

Lebih terperinci

BAB IV HASIL DAN ANALISIS

BAB IV HASIL DAN ANALISIS BAB IV HASIL DAN ANALISIS 4.1. Komposisi Masukan Perhitungan dilakukan dengan menjadikan uranium, thorium, plutonium (Pu), dan aktinida minor (MA) sebagai bahan bakar reactor. Komposisi Pu dan MA yang

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi. 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen

Lebih terperinci

STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2

STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2 Studi Tentang Fisibilitas Daur Ulang Aktinida Minor dalam BWR (Abdul Waris) ISSN 1411-3481 STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR Abdul Waris 1* dan Budiono 2 1 Kelompok Keilmuan

Lebih terperinci

ANALISIS 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 *) 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 terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis 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 terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM * STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Desain 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 terperinci

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui 7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Konsep Dasar Reaktor Secara umum, energi nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme, yaitu pembelahan inti atau reaksi fisi dan penggabungan beberapa inti melalui reaksi

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Desain 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 terperinci

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com

Lebih terperinci

UJI KINERJA DAN SIMULASI PENENTUAN JARAK TERPENDEK DENGAN SIMULATED ANNEALING PADA SUHU TETAP DAN SUHU BERUBAH

UJI KINERJA DAN SIMULASI PENENTUAN JARAK TERPENDEK DENGAN SIMULATED ANNEALING PADA SUHU TETAP DAN SUHU BERUBAH UJI KINERJA DAN SIMULASI PENENTUAN JARAK TERPENDEK DENGAN SIMULATED ANNEALING PADA SUHU TETAP DAN SUHU BERUBAH Dian Savitri, S.Si, M.Si Jurusan Teknik Sipil Fakultas Teknik Unesa dee_11januari@yahoo.com

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar

Lebih terperinci

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

ANALISIS 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 terperinci

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :

Lebih terperinci

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

Lebih terperinci

Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY

Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Dalam rangka untuk mengatasi adanya kekurangan energi yang terjadi di dalam negri saat ini, maka banyak penelitian

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang 1 BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Perkembangan dunia usaha mengalami persaingan yang begitu ketat dan peningkatan permintaan pelayanan lebih dari pelanggan. Dalam memenangkan persaingan tersebut

Lebih terperinci

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi

Lebih terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut

Lebih terperinci

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR). ISSN 1411 240X Optimasi Geometri Teras Reaktor... (Mega Agustina) OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Mega Agustina,

Lebih terperinci

ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA

ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA Mohamad Ali Shafii 1,4, Ade Gaffar Abdullah 2,4, Menik Ariani 3,4, S. H. J. Tongkukut 5 1 Jurusan

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

Analisis 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 terperinci

TINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak

TINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak 7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Energi Nuklir Energi nuklir merupakan salah satu energi alternatif atas masalah yang ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak lingkungan yang ditimbulkannya

Lebih terperinci

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK

DESAIN 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 terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 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 terperinci

PENJADWALAN JOB SHOP STATIK DENGAN METODE SIMULATED ANNEALING UNTUK MEMINIMASI WAKTU MAKESPAN

PENJADWALAN JOB SHOP STATIK DENGAN METODE SIMULATED ANNEALING UNTUK MEMINIMASI WAKTU MAKESPAN PENJADWALAN JOB SHOP STATIK DENGAN METODE SIMULATED ANNEALING UNTUK MEMINIMASI WAKTU MAKESPAN Moh.Husen, Ilyas Masudin, Dana Marsetiya Utama Jurusan Teknik Industri - Universitas Muhammadiyah Malang Muhammad.husen12@yahoo.com

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Saat ini, ketersediaan sumber energi fosil dunia semakin menipis, sumber energi ini semakin langka dan harganya pun semakin melambung tinggi. Hal ini tidak dapat dihindarkan

Lebih terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS 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 terperinci

PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP

PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK PENGEMBANGAN KODE UNTUK

Lebih terperinci

Optimasi Masalah Pemuatan Peti Kemas Pada PT. Trias Sentosa

Optimasi Masalah Pemuatan Peti Kemas Pada PT. Trias Sentosa Optimasi Masalah Pemuatan Peti Kemas Pada PT. Trias Sentosa Hans Marsha 1, I Gede Agus Widyadana 2 Abstract: PT. Trias Sentosa is a flexible packaging film manufacturing company. Customers who buy from

Lebih terperinci

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN

Lebih terperinci

Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium

Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Muhammad Ilham 1,a), Sidik Permana 1,b) 1 Laboratorium Fisika Nuklir, Kelompok Keilmuan Fisika Nuklir

Lebih terperinci

Solusi Penyelesaian Persamaan Laplace dengan Menggunakan Metode Random Walk Gapar 1), Yudha Arman 1), Apriansyah 2)

Solusi Penyelesaian Persamaan Laplace dengan Menggunakan Metode Random Walk Gapar 1), Yudha Arman 1), Apriansyah 2) Solusi Penyelesaian Persamaan Laplace dengan Menggunakan Metode Random Walk Gapar 1), Yudha Arman 1), Apriansyah 2) 1) Program Studi Fisika Jurusan Fisika Universitas Tanjungpura 2)Program Studi Ilmu Kelautan

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,

Lebih terperinci

VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR. Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran

VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR. Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran Verifikasi Program PWR-FUEL Dalam Manajemen Bahan Bakar PWR (Surian Pinem) ISSN 4 48 VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran Pusat Teknologi

Lebih terperinci

VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL3 UNTUK KASUS STATIS BENCHMARK TERAS REAKTOR PWR

VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL3 UNTUK KASUS STATIS BENCHMARK TERAS REAKTOR PWR J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. No. Juli 0: 8-9 ISSN 0-697 8 VALIDASI PAKET PROGRAM NODAL UNTUK KASUS STATIS BENCHMARK TERAS REAKTOR PWR Tagor Malem Sembiring dan Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan

Lebih terperinci

PENENTUAN 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 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 terperinci

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-

ANALISIS 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 terperinci

Studi Komparasi Algoritma Metropolis dan Solusi Analitik pada Ising Model 2 Dimensi untuk Identifikasi Transisi Fasa pada Ferromagnet

Studi Komparasi Algoritma Metropolis dan Solusi Analitik pada Ising Model 2 Dimensi untuk Identifikasi Transisi Fasa pada Ferromagnet Studi Komparasi Algoritma Metropolis dan Solusi Analitik pada Ising Model 2 Dimensi untuk Identifikasi Transisi Fasa pada Ferromagnet Pradipto,a), Acep Purqon,b), Laboratorium Fisika Bumi, Kelompok Keilmuan

Lebih terperinci

diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176

diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN

Lebih terperinci

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara

Lebih terperinci

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Perpindahan panas adalah perpindahan energi yang terjadi pada benda atau material yang bersuhu tinggi ke benda atau material yang bersuhu rendah, hingga tercapainya kesetimbangan

Lebih terperinci

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

DESAIN 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 terperinci

Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi 2004 Yogyakarta, 19 Juni 2004

Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi 2004 Yogyakarta, 19 Juni 2004 Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi 2004 Yogyakarta, 19 Juni 2004 Penyelesaian Masalah Penugasan dengan Algoritma Genetika Zainudin Zukhri Jurusan Teknik Informatika, Fakultas Teknologi Industri,

Lebih terperinci

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si. REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE

PERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE Prosidin Semirata2015 bidan MIP BKS-PTN Barat PERHITUNGN BURN UP PD REKTOR SUB KRITIS BERDY SEDNG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CLCULTION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICL CORE Nur ida* UIN Syarif

Lebih terperinci

APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK PENENTUAN TATA LETAK MESIN

APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK PENENTUAN TATA LETAK MESIN APLIKASI SIMULATED ANNEALING UNTUK PENENTUAN TATA LETAK MESIN Sri Kusumadewi, Hari Purnomo Teknik Informatika, Teknik Industri Universitas Islam Indonesia Jl. Kaliurang Km 14,5 Yogyakarta cicie@fti.uii.ac.id,

Lebih terperinci

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendinin Gas denan Uranium Alam sebaai Bahan Bakar Dora Andris*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *doraandris18.93@mail.com

Lebih terperinci

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

Diterima 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 terperinci

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PEMODELAN 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 terperinci

OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT

OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis

Lebih terperinci

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

Lebih terperinci

PERANCANGAN KONFIGURASI JARINGAN DISTRIBUSI PRODUK BISKUIT MENGGUNAKAN METODE ALGORITMA GENETIKA (Studi Kasus: PT. EP)

PERANCANGAN KONFIGURASI JARINGAN DISTRIBUSI PRODUK BISKUIT MENGGUNAKAN METODE ALGORITMA GENETIKA (Studi Kasus: PT. EP) PERANCANGAN KONFIGURASI JARINGAN DISTRIBUSI PRODUK BISKUIT MENGGUNAKAN METODE ALGORITMA GENETIKA (Studi Kasus: PT. EP) Rezki Susan Ardyati dan Dida D. Damayanti Program Studi Teknik Industri Institut Teknologi

Lebih terperinci

PENERAPAN ALGORITMA GENETIKA UNTUK TRAVELING SALESMAN PROBLEM DENGAN MENGGUNAKAN METODE ORDER CROSSOVER DAN INSERTION MUTATION

PENERAPAN ALGORITMA GENETIKA UNTUK TRAVELING SALESMAN PROBLEM DENGAN MENGGUNAKAN METODE ORDER CROSSOVER DAN INSERTION MUTATION PENERAPAN ALGORITMA GENETIKA UNTUK TRAVELING SALESMAN PROBLEM DENGAN MENGGUNAKAN METODE ORDER CROSSOVER DAN INSERTION MUTATION Samuel Lukas 1, Toni Anwar 1, Willi Yuliani 2 1) Dosen Teknik Informatika,

Lebih terperinci

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

PENGARUH 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 terperinci

PEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR

PEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR PENGENALAN (PLTN) PEMBANGKIT L STR KTENAGANUKLTR I _ Sampai saat ini nuklir khususnya zat radioaktif telah dipergunakan secara luas dalam berbagai bidang seperti industri, kesehatan, pertanian, peternakan,

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN PROGRAM PERHITUNGAN KOEFISIEN DIFUSI MATERIAL DALAM REKAYASA PERMUKAAN

PENGEMBANGAN PROGRAM PERHITUNGAN KOEFISIEN DIFUSI MATERIAL DALAM REKAYASA PERMUKAAN PENGEMBANGAN PROGRAM PERHITUNGAN KOEFISIEN DIFUSI MATERIAL DALAM REKAYASA PERMUKAAN DEVELOPMENT PROGRAM FOR CALCULATION OF MATERIAL DIFFUSION COEFFICIENT IN SURFACE ENGINEERING Jan Setiawan Pusat Teknologi

Lebih terperinci

Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini

Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Bagian dari PROGRAM INSENTIF PENINGKATAN KEMAMPUAN PENELITI DAN PEREKAYASA TAHUN 2011 Tegas Sutondo Disampaikan

Lebih terperinci

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS

EFEK 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada

Lebih terperinci

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI Oleh NAUSA NUGRAHA SP. 04 02 02 0471 DEPARTEMEN TEKNIK MESIN PROGRAM STUDI TEKNIK MESIN

Lebih terperinci

OPTIMASI PENDUGAAN PARAMETER DALAM ANALISIS STRESS DAN STRAIN TERHADAP MATERIAL MENGGUNAKAN ALGORITMA GENETIKA

OPTIMASI PENDUGAAN PARAMETER DALAM ANALISIS STRESS DAN STRAIN TERHADAP MATERIAL MENGGUNAKAN ALGORITMA GENETIKA OPTIMASI PENDUGAAN PARAMETER DALAM ANALISIS STRESS DAN STRAIN TERHADAP MATERIAL MENGGUNAKAN ALGORITMA GENETIKA Mike Susmikanti Pusat Pengembangan Informatika Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan

Lebih terperinci

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor

Lebih terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

PARAMETER 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 terperinci