JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia"

Transkripsi

1 Volume A6 No ISSN Reprint dari JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin Terhadap Muatan Bahan Bakar Teras RSG-GAS Tukiran Surbakti, J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Diterima editor: 5 Februari 2005; Disetujui untuk publikasi: 26 Maret 2005 Φ H F I Diterbitkan oleh Himpunan Fisika Indonesia

2 Jurnal Fisika Himpunan Fisika Indonesia Jurnal yang mencakup Fisika Terapan (Vol. A), Fisika Pendidikan (Vol. B), dan Fisika Teoritik (Vol. C) URL : Editor Laksana Tri Handoko (Lembaga Ilmu Pengetahuan Indonesia) Mitra Djamal (Institut Teknologi Bandung) Terry Mart (Universitas Indonesia) Editor Kehormatan Muhamad Barmawi (Institut Teknologi Bandung) Tjia May On (Institut Teknologi Bandung) Pramudita Anggraita (Badan Tenaga Atom Nasional Yogyakarta) Muslim (Universitas Gajah Mada) Makalah Makalah yang dapat dipublikasikan dalam jurnal ini adalah karya ilmiah orisinal dan termasuk ke dalam kriteria di atas (fisika terapan, fisika pendidikan, dan fisika teoritik). Lima bentuk makalah yang diterima editor adalah: 1. Letter : makalah singkat untuk hasil penelitian spektakuler yang belum sepenuhnya rampung, namun membutuhkan komunikasi dengan dunia ilmiah secara cepat (maks. 4 hlm). Laporan lengkap dari hasil penelitian tersebut dapat dipublikasikan sebagai artikel reguler setelah Letter terbit. 2. Regular : makalah yang merupakan laporan lengkap dari hasil sebuah penelitian. 3. Comment : Makalah yang mengajukan kritik terhadap makalah (reguler) yang telah dipublikasikan di jurnal ini (maks. 4 hlm). 4. Review : makalah yang mereview satu topik fisika tertentu secara komprehensif. Makalah jenis ini hanya dapat dipublikasikan atas undangan editor jurnal. 5. Prosiding : prosiding simposium-simposium yang diadakan oleh Himpunan Fisika Indonesia diterbitkan sebagai bagian yang utuh dari jurnal ini. Pengiriman Makalah Makalah dapat dikirimkan ke redaksi Jurnal Fisika dalam bentuk : 1. L A TEX: bentuk ini sangat dianjurkan karena dapat mempermudah dan mempercepat proses publikasi. File L A TEX serta gambar yang menyertai makalah dapat dikirimkan melalui sarana pengiriman online di situs di atas. 2. MS-Word : file makalah dalam MS-Word dapat dikirimkan melalui sarana pengiriman online di situs di atas. Biaya publikasi serta informasi lebih lengkap dapat dilihat di situs jurnal di atas. Seluruh proses komunikasi sesudahnya dilakukan melalui situs. Penjurian Setiap makalah yang masuk akan diperiksa oleh seorang juri (referee) yang ditunjuk oleh editor. Hanya makalah yang telah disetujui oleh juri dapat diterbitkan di jurnal ini. Penulis yang makalahnya ditolak oleh seorang juri berhak meminta editor untuk mencarikan editor lain, jika penulis tersebut dapat berargumentasi bahwa juri pertama tidak obyektif dalam menilai makalahnya. Keputusan editor atas suatu makalah tidak dapat diganggu-gugat. Editor berhak menolak makalah yang jelas-jelas tidak memenuhi kriteria ilmiah. Reprint Reprint versi elektronik lengkap dengan sampul depan dapat didownload secara cuma-cuma dari situs jurnal. Reprint versi cetak dapat juga dipesan pada redaksi jurnal. Informasi tentang biaya cetak serta biaya pengiriman reprint dapat dilihat pada situs jurnal. Himpunan Fisika Indonesia Ketua : Masno Ginting Wakil Ketua : Pramudita Anggraita Sekretaris : Edi Tri Astuti, Maria Margaretha Suliyanti Bendahara : Diah Intani Alamat Sekretariat : Dynaplast Tower 1 st Floor, Boulevard MH Thamrin #1, LIPPO Karawaci 1100 Tangerang 15811, Banten, Indonesia URL : info@hfi.fisika.net c 2005 Himpunan Fisika Indonesia ISSN

3 Jurnal Fisika Himpunan Fisika Indonesia Volume A6 (2005) 0205 Regular Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin Terhadap Muatan Bahan Bakar Teras RSG-GAS Tukiran Surbakti Bidang Pengembangan Teknologi Reaktor, Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset Batan, Kompleks Puspiptek Serpong, tangerang 15310, Indonesia Intisari : Reaktor RSG-GAS dengan bahan bakar uranium silisida tipe pelat dan muatan 250 g U direncanakan mengganti bahan bakarnya menjadi silisida 300 g U bahkan 400 g U. Karena bahan bakar silisida mempunyai keuntungan yang besar jika muatannya bertambah besar dengan volum yang sama. Karena penggunaan bahan bakar silisida dengan muatan yang meningkat di teras RSG-GAS maka dirasa perlu untuk mengetahui pengaruh lebar kanal pendingin terhadap muatan bahan bakar teras RSG-GAS. Untuk mengetahui pengaruhnya dilakukan perhitungan sel dan teras dengan menggunakan paket program WIMSD/4 dan BATAN-2DIFF. Program WIMSD/4 digunakan untuk generasi tampang lintang material teras dan program BATAN-2DIFF digunakan untuk perhitungan teras. Model yang digunakan dalam perhitungan ini ada 3 jenis muatan bahan bakar yaitu 250 g U, 300 g U dan 400 gu. Lebar kanal pendingin disimulasi dari 1,75 mm hingga 2,55 mm. Kemudian dari ke ketiga muatan bahan bakar tersebut dianalisis pengaruh lebar kanal pendingin yang mana yang memberikan nilai faktor multiplikasi terbesar (terbaik). Dari hasil analisis menunjukkan bahwa lebar kanal yang memberikan hasil maksimum adalah 2,55 mm. Kata kunci : teras reactor, kanal pendingin, silisida tukiran@batan.go.id Diterima editor: 5 Februari 2005; Disetujui untuk publikasi: 26 Maret PENDAHULUAN Reaktor Serba Guna G.A. Siwabesy menggunakan bahan bakar Silisida (U3Si2) dengan kerapatan Uranium 2,96 g U.cm 3. Saat ini kerapatan Uranium maksimum bahan bakar silisida yang digunakan di teras reaktor riset adalah sebesar 5,2 g.u cm 3 [1]. Penggunaan kerapatan bahan bakar sebesar ini menghasilkan kemampuan utilasi reaktor, yaitu panjang siklus operasi teras, sebesar 975 MWD. Dibandingkan dengan bahan bakar oksida (U3O8), yang digunakan sebelumnya, bahan bakar silisida memiliki beberapa keunggulan yaitu tingkat fraksi bakar dan kerapatan uranium yang lebih tinggi. Sedangkan untuk bahan bakar oksida kerapatan Uranium maksimum hanya 2,96 g.cm 3. RSG-GAS direncanakan menggunakan bahan bakar silisida yang muatannya lebih tinggi dari 250 gu yang digunakan sekarang. Sehingga dirasa perlu untuk mengkaji parameter teras reaktor terhadap muatan uranium di dalam bahan bakar yang mungkin digunakan yaitu 300gU dan 400 gu. Salah satu parameter teras yang paling perlu dikaji adalah nilai faktor multiplikasi efektif teras. Nilai tersebut disimulasi dengan memvariasi lebar kanal pendingin bahan bakar. Untuk menghitung nilai konstanta multiplikasi teras maka dilakukan perhitungan konstanta kelompok yang menggolongkan tampang lintang serapan, hamburan, penghilangan, dan fisi, dan juga penentuan koefisien difusi untuk setiap bagian teras reaktor. Perhitungan ini dilakukan dengan menggunakan program WIMSD/4 yang membutuhkan variasi masukan data. Data yang diperlukan adalah suhu moderator dan bahan bakar, kerapatan moderator, komposisi bahan bakar. Kemudian dilakukan perhitungan teras untuk memperoleh nilai k-eff dengan menggunakan program Batan-2DIFF. 2 CARA KERJA 2.1 Perhitungan Kerapatan Unsur Salah satu data masukan paket program WIMS-D/4 yang paling menentukan akurasi hasil perhitungan sel adalah kerapatan unsur-unsur penyusun bahan bakar. Tabel.1 3 menunjukkan kerapatan usur penyusun meat, kelongsong, moderator H 2 O dan daerah extra c 2005 Himpunan Fisika Indonesia

4 T. Surbakti J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Tabel 1: Data kelongsong AlMg2. Unsur BA wt% Densitas (atom/cc) Mg 24,305 0,0205 1,36127E-03 Si 28,0855 0,003 1,72395E-04 Cu 63,546 0,0005 1,26989E-05 Mn 54,938 0,003 8,81320E-05 Fe 55,847 0,004 1,15597E-04 Cr 51,996 0,003 9,31187E-05 Zn 65,38 0 0,00000E+00 Ti 47,88 0 0,00000E+00 Al 26, ,966 5,77824E-02 1 di- region. Kerapatan unsur penyusun meat di Tab. lakukan dengan cara sebagai berikut [2], 1. Menghitung volume meat (cm 3 ) dilakukan dengan mengalikan dimensi panjang, tebal dan tinggi (cm) daripada meat. 2. Menghitung massa U 235 per pelat adalah dengan cara berat U 235 per elemen bakar (gr) dibagi dengan total pelat (21 buah). 3. Menghitung massa U 238 (g) per pelat = 4. Massa Uranium per pelat (g) = massa U massa U Massa Si (g) = total U BA rata rata 2 3 BA Si. 6. Massa U 3 Si 2 (g) = total massa Uranium + massa Si. 7. Volume U 3 Si 2 dalam meat (cm 3 ) = massa U 3 Si 2 /kerapatan U 3 Si Fraksi volume U 3 Si 2 dalam meat = volume U 3 Si 2 dalam meat / volume meat 9. Fraksi volume porositas = (0,072 fraksi volume U 3 Si 2 dalam meat) (0,275 fraksi volume U 3 Si 2 dalam meat 2) + (1,32 fraksi volume U 3 Si 2 dalam meat 3). 10. Fraksi volume Al dalam meat = 1 - (fraksi volume U 3 Si 2 + fraks 11. volume porositas) 12. Massa Al dalam meat = fraksi volume x volume meat x kerapatan Al 13. Massa U 3 Si 2 -Al = Massa U 3 Si 2 + massa Al 14. Kerapatan senyawa dalam meat = Massa senyawa / volume meat Tabel 2: Data unsur bahan bakar teras RSG-GAS. Konstanta Avogadro 0, Kerapatan U 3Si 2 12,2 g/cm 3 BA U ,0439 Kerapatan Al 2,7 g/cm 3 BA U ,0508 Pengkayaan 0,1975 BA AL 26,98154 BA U 237,4569 BA SI 28,0855 BA O 15,9994 Meat (cm) panjang 6,275 tebal 0,054 tinggi 60 jumlah Fraksi berat unsur dalam U 3 Si 2 -Al = massa unsur / massa U 3 Si 2 -Al 16. Kerapatan atom (atom/cm 3 ) = fraksi berat unsur dalam [U 3 Si 2 -Al kerapatan U 3 Si 2 -Al bilangan avogadro]/ba unsur. 2.2 Konstanta Kelompok Tenaga Data tampang lintang suatu material diperlukan dalam pemodelan reaktor nuklir dan perhitungan perisai (shielding). Tampang lintang diukur dengan percobaan untuk seluruh rentang tenaga neutron dalam reaktor. Pada suatu rentang tenaga tertentu, terdapat kemungkinan untuk tidak diperoleh data tampang lintang, atau sebaliknya terdapat lebih dari satu hasil pengukuran. Dalam analisis reaktor nuklir, penggunaan sedikit kelompok neutron saja sudah mencukupi untuk mendapatkan hasil yang akurat. Pemilihan jumlah kelompok tenaga neutron tergantung pada jenis reaktor dan kondisi operasinya. Perhitungan reaktor termal yang sangat kasar cukup dengan 2 kelompok saja. Sedangkan untuk reaktor dengan pendingin air ringan (LWR = Light Water Reactor), diperlukan 4 kelompok yang meliputi kelompok neutron tenaga cepat (neutron hasil pembelahan), kelompok neutron perlambatan (slowing down), kelompok neutron yang mengalami serapan resonansi, dan kelompok neutron bertenaga termal [3]. Data perhitungan konstanta kelompok seperti suhu moderator dan bahan bakar, kerapatan moderator, dan komposisi bahan bakar digunakan bersama dengan pustaka-pustaka dasar untuk tampang lintang mikroskopis yang dipakai menghitung spektrum neutron cepat dan termal. Spektrum ini dipakai untuk menghitung konstanta makroskopis dengan teknik

5 Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin... J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Tabel 3: Data bahan bakar dengan muatan yang berbeda. Berat U 235 perelemen bakar (g) Volume meat (cm 3 ) 20,331 20,331 20,331 Massa U 235 perpelat (g) 11, , , Massa U 238 perpelat (g) 48, , , Massa uranium per pelat (g) 60, , , Massa U 3Si 2 (g) 65, , , Massa Si (g) 4, , , Volume U 3Si 2 dalam meat (cm 3 ) 5, , , Fraksi vol U 3Si 2 dalam meat 0, , , Fraksi vol porositas 0, , , Fraksi vol Al dalam meat 0, , , Massa Al dalam meat (g) 39, , , Massa U 3Si 2 Al (g) 104, , , Kerapatan: (g/cm 3 ) Kerapatan U 3Si 2 Al dalam meat 5, , , Kerapatan uranium dalam meat 2, , , Kerapatan U 3Si 2 dalam meat 3, , , Fraksi Berat : U 235 dalam U 3Si 2 Al 0, , , U 238 dalam U 3Si 2 Al 0, , , Si dalam U 3Si 2 Al 0, , , Al dalam U 3Si 2 Al 0, , , Kerapatan atom (meat, atom/cm 3 ): U 235 1,5003E-03 1,8003E-03 2,4004E-03 U 238 6,0189E-03 7,2227E-03 9,6303E-03 Si 5,0127E-03 6,0152E-03 8,0203E-03 Al 4,3031E-02 3,9101E-02 3,0208E-02 merata-ratakan sel (cell averaging) yang tepat. Konstanta kelompok serapan biasanya dimodifikasi dengan menambahkan suatu tampang lintang efektif yang mengelompokkan beberapa elemen kendali pada daerah yang sedang diperhitungkan [4]. 2.3 Perhitungan konstanta Kelompok Dalam penelitian ini, perhitungan k inf dilakukan menggunakan paket program WIMS-D/4 dengan langkah-langkah sebagai berikut, 1. Semua data-data dalam teras reaktor dimasukkan Tabel 4: Data teras RSG-GAS untuk daerah extra region. % vol cladding (AlMg 2) di extra region 0, % vol side plate (AlMgSi 1) di extra region 0, % vol air di extra region 0, kedalam program. 2. Dilakukan perhitungan k inf untuk variasi lebar kanal pendingin dari 1,75 mm sampai dengan 2,55 mm (selisih tiap variasi adalah 10 mm) pada massa Uranium 250 g dengan menggunakan 4 kelompok tenaga. 3. Perhitungan dilakukan lagi untuk massa 300 g, dan 400 g. 4. Langkah 2 dan 3 di ulang kembali untuk 10 kelompok tenaga. 5. Selanjutnya dibuat g. 6. Gambar hubungan lebar kanal pendingin dengan k inf untuk tiap-tiap massa Uranium. 2.4 Perhitungan Teras Data konstanta kelompok teras untuk bahan bakar dengan muatan 250 gu, 300 gu dan 400 gu ditabulasikan terhadap variasi lebar kanal. Kemudian digu

6 T. Surbakti J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Tabel 5: Kerapatan atom penyusun extra region. AlMg 2 AlMgSi 1 H 2O Kerapatan Kerapatan (g/cm 3 ) 2,68 2,7 0,9982 ekstra region %vol di extra region 0, , , (g/cm 3 ) Unsur BA wt% wt% wt% Mg 24,305 0,0205 0,009-5,60411E-04 Si 28,0855 0,003 0, ,34402E-04 Cu 63,546 0,0005 0,007-9,36022E-05 Mn 54,938 0,003 0,007-1,21957E-04 F e 55,847 0,004 0,005-9,56977E-05 Cr 51,996 0,003 0,0015-4,12492E-05 Zn 65, ,00000E+00 T i 47, ,00000E+00 Al 26, ,966 0, ,02460E-02 H 1, ,03036E-02 O 15, ,01518E-02 nakan untuk perhitungan teras reaktor dengan menggunakan program Batan-2DIFF. Masukan yang ditambahkan pada progtram ini adalah data-data geometri teras dan lamanya operasi reaktor. 3 HASIL DAN PEMBAHASAN Untuk menghitung densitas atom material teras reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG-GAS) dibutuhkan data ukuran material dan bahan yang diambil dari SAR [5]. Data ini perlukan untuk membuat masukan program WIMSD/4 yang diperlukan untuk melakukan studi pengaruh lebar kanal pendingin terhadap faktor perlipatan tak hingga sel (k inf). Adapun data-data mengenai cladding ditunjukkan oleh Tab. 1, data meat atau bahan bakar teras ditunjukkan oleh Tab. 2 dan 3, data untuk daerah ekstra region dan kerapatan unsur penyusunnya ditunjukkan Tab. 4 dan 5. Dari data-data tersebut diolah dan dijadikan sebagai masukan program WIMS-D/4 untuk mendapatkan besarnya nilai k inf untuk tiap-tiap lebar kanal pendingin yang divariasikan dari 1,75 mm sampai dengan lebar maksimum sebesar 2,55 mm dengan rentang perbedaan 1 mm. Perhitungan dilakukan untuk massa Uranium 250, 300, dan 400 gram sebanyak masingmasing 2 kali yaitu untuk kelompok tenaga 4 group dan 10 groups. Meskipun untuk tipe reaktor riset seperti RSG-GAS ini perhitungan dengan 4 groups saja sudah mencukupi, namun sebagai usaha perbandingan dan melihat tingkat keakuratan juga dilakukan perhitungan dengan 10 groups. Setelah program perhitungan k inf dengan WIMS- D/4 berdasarkan data-data tersebut diatas, maka Tabel 6: Hubungan variasi lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 250 gram (kerapatan U 2, g/cm 3 ) Lebar Kanal (mm) 10 groups 4 groups 1,75 1, , ,85 1, , ,95 1, , ,05 1, , ,15 1, , ,25 1, , ,35 1, , ,45 1, , ,55 1, , Tabel 7: Hubungan Variasi lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 300 gram (kerapatan U 3, g/cm 3 ). Lebar Kanal (mm) 10 groups 4 groups 1,75 1, , ,85 1, , ,95 1, , ,05 1, , ,15 1, , ,25 1, , ,35 1, , ,45 1, , ,55 1, ,

7 Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin... J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Tabel 8: Hubungan variasi lebar kanal terhadap k-inf pada muatan elemen bahan bakar 300 gram (kerapatan U 4, g/cm 3 ). Lebar Kanal (mm) 10 groups 4 groups Tabel 10: 2DIFF. Hasil perhitungan keff dari program Batan- Massa 250 massa 300 massa 400 silisida silisida silisida 1,75 1, , ,85 1, , ,95 1, , ,05 1, , ,15 1, , ,25 1, , ,35 1, , ,45 1, , ,55 1, , clad clad clad clad clad clad clad clad clad diperoleh hasil perhitungan sebagaimana yang ditampilkan pada Tab. 6 dan 7. Kemudian dari hasil ini dibuatlah gambar hubungan antara lebar kanal pendingin dan k inf untuk masing-masing massa Uranium. Bentuk gambar yang diperoleh terlihat pada Gb TDari Tab. 6 9 diketahui bahwa nilai k inf atau faktor perlipatan tak hingga sangat dipengaruhi oleh probabilitas banyaknya bahan bakar fisil yang terbakar oleh nutron termis dan juga neutron cepat serta probabilitas banyaknya neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi oleh neutron termis. Disamping itu faktor lain yang amat berpengaruh adalah besarnya kemungkinan neutron termal lolos dari daerah resonansi, peluang neutron cepat termoderasi menjadi neutron termis dan seberapa besar kemungkinan neutron yang telah berenergi sedang (epitermal) lolos sebagai neutron temal. Karena reaktor memiliki bentuk geometris yang bukan tak berhingga, maka faktor peluang tidak lolosnya neutron ke luar ruang reaktor atau terserap oleh materi-materi non fisil mempengaruhi pula besarnya k inf. Dari hasil perhitungan sebagaimana kita lihat pada Tab. 6 dan 7 nilai k inf bertambah secara teratur seiring dengan bertambahnya lebar kanal pendingin pada semua muatan elemen bahan bakar (uranium). Secara lebih detail pada Gb. 1. hubungan antara lebar kanal pendingin dan k inf untuk masing masing muatan elemen bahan bakar (Uranium) terlihat bahwa nilai k inf naik membentuk sebuah garis lengkung. Untuk perhitungan 4 groups besarnya nilai k inf yang diperoleh lebih besar dari perhitungan dengan menggunakan 10 groups. Sebaliknya gradien kenaikan untuk 4 groups lebih kecil dari 10 groups. Sehingga terlihat bahwa nilai k inf pada 10 groups lebih rendah namun lebih curam dari yang 4 groups. Hal ini disebabkan oleh karena pembagian group energi neutron lebih kasar pada 4 group dibanding dengan 10 group. Pada 4 group energi neutron terdiri Tabel 9: Hubungan Variasi lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 400 gram (kerapatan U 4, g/cm 3 ). Lebar Kanal (mm) 10 groups 4 groups 1,75 1, , ,85 1, , ,95 1, , ,05 1, , ,15 1, , ,25 1, , ,35 1, , ,45 1, , ,55 1, , Gambar 1: Hubungan lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 250 gram

8 T. Surbakti J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 Gambar 2: Hubungan lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 300 gram. Gambar 3: Hubungan lebar kanal terhadap k inf pada muatan elemen bahan bakar 400 gram. atas satu group neutron cepat, dua group epitermal dan satu group neutron lambat. Sedangkan untuk 10 group energi neutron pada group neutron termal masih dibagi lagi lebih halus sehingga pustaka tampang lintang seperti koefisien difusi, sigma fisinya semakin kecil yang akhirnya menghasilkan nilai k inf semakin kecil dan juga gradiennya. Bertambahnya lebar kanal pendingin menyebabkan perubahan geometris dari teras reaktor. Walaupun suhu tidak mengalami perubahan, namun tampang lintang serapan menjadi bertambah untuk energi neutron termal dan berkurang untuk neutron cepat dan kelompok neutron perlambatan, namun penurunan ini amat kecil. Karena reaksi fisi terjadi oleh neutron pada energi termal dan bertambahnya tampang lintang serapan akan menaikkan nilai probabilitas banyaknya bahan bakar fisil yang terbakar oleh neutron termis, maka bertambahnya tampang lintang serapan untuk energi termal ini menjadi faktor yang dominan, salah satunya, yang menyebabkan terjadinya kenaikan nilai k inf akibat diperlebarnya jarak antar kanal pendingin. Bila diperhatikan efek jumlah neutron hasil reaksi fisi yang menyebabkan reaksi fisi berikutnya, pelebaran kanal pendingin menghasilkan neutron termal yang lebih banyak. Hal ini disebabkan karena perbesaran ruang kanal pendingin menyebabkab bertambahnya jumlah air untuk melakukan moderasi. Dengan demikian semakin banyak neutron hasil fisi yang termoderasi akan menghasilkan neutron termal yang akan menghasilkan reaksi fisi berikutnya yang lebih banyak sehingga faktor perlipatan tak hingganya menjadi lebih besar. Selain faktor pelebaran kanal pendingin, untuk pertambahan massa bahan bakar juga menaikkan nilai faktor perlipatan tak hingga di tiap-tiap lebar kanal. Hal ini tentu saja terjadi karena semakin banyaknya bahan fisil sehingga semakin besarlah peluang terjadinya reaksi fisi dan sekaligus memperbesar jumlah neutron cepat yang dihasilkan. Dan untuk lebar kanal yang semakin besar, makin besar pulalah kemungkinan neutron cepat ini termoderasi sehingga neutron termal dihasilkan juga semakin banyak dan tentu saja reaksi fisi berikutnya jadi semakin besar. Sehingga untuk massa yang besar dan lebar kanal yang besar pula kita melihat nilai faktor perlipatan tak berhingganya adalah yang terbesar namun ada nilai optimasi. Dari ketiga muatan bahan bakar yaitu 250 gu, 300 gu dan 400 gu diperoleh hasil nilai faktor multiplikasi efektif teras yang terbaik adalah pada lebar kanal 2,55 mm. Karena pada lebar tersebut paling efektif untuk mentrasfer panas yang dihasilkan oleh reaksi fisi pada bahan bakar. Tab. 10 menunjukkan bahwa nilai keff teras dengan muatan yang berbeda. Nilai keff menunjukan keadaan yang sesungguhnya bahwa Reaktor Serba Guna jika lebar kanal pendinginnya di bawah 2 mm tidak akan pernah kritis. Sehingga dicari nilai optimum berapa besar lebar kanal pendingin bahan bakar teras reaktor RSG-GAS. Semakin kecil nilai lebar kanal pendingin semakin kecil nilai keff teras. Hal ini menyatakan bahwa jika lebar kanal semakain kecil maka tidak efektif keadaan bahan bakar walaupun masih bisa reaktornya kritis. Sehingga yang paling baik (efektif) adalah lebar kanal 2,55 mm seperti yang ada sekarang ini. 4 KESIMPULAN Dari hasil perhitungan dengan program WIMS D/4 tentang studi pengaruh lebar kanal pendingin terhadap k inf pada berbagai kerapatan bahan bakar uranium silisida dapat diambil kesimpulan bahwa se

9 Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin... J. Fis. HFI A6 (2005) 0205 makin lebar kanal pendingin semakin besar nilai faktor perlipatan tak berhingganya. Semakin besar kerapatan uranium bahan bakar semakin besar nilai faktor perlipatan tak berhingganya. Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy yang memiliki bahan bakar Uranium Silisida dengan muatan 250 gu, 300 gu, 400 gu memiliki lebar kanal optimum dari segi geometris yang terbaik adalah sebesar 2,55 mm karena memberikan nilai faktor multiplikasi efektif paling baik untuk ketiga muatan tersebut. Φhfi DAFTAR PUSTAKA [1] Bakri Arbie, Tesis S-3, Universitas Gajah Mada, Yogyakarta (1996). [2] J.J. Duderstadt dan L.J. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, Inc, USA (1976). [3] H. Bock, Reactor Kinetics and Dynamics, Lecture notes at RTS on The Use of PC in Research Reactor Operation and Management, Bandung, Indonesia (1991). [4] L.P. Hong, Atom Indonesia 25 (1999). [5] Safety Analysis Report MPR 30, Revisi 7, Vol. 1 (1993)

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Volume A6 No. 0207 ISSN 0854-3046 Reprint dari JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Pantulan inframerah pada batasmuka GaN /Al 2 O 3 Hasanudin, K. Saiki, Y. Iida dan N. Kuroda, J. Fis. HFI A6 (2005)

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

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

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

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

ANALISIS 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 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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS 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 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

PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF

PERHITUNGAN 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 terperinci

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET Masrukan, Aslina Br.Ginting Pusbangtek Bahan Bakar Nuklir dan Daur Ulang

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

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6. DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR TABEL... xi DAFTAR

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

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 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

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

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

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

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

BAB 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 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 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. ISSN 0216-3128 285 ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. Pusat Teknologi Reaklor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS

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

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA 1 MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA Oleh : Tubagus Alpha N. A. ( G74101040 ) PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2005

Lebih terperinci

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA

MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA 1 MENENTUKAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR SILISIDA Oleh : Tubagus Alpha N. A. ( G74101040 ) PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2005

Lebih terperinci

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

PEMBUATAN 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 terperinci

KARAKTERISTIKA 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 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 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

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima

Lebih terperinci

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar - Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. - PLTN dikelompokkan

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

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

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014

Diterima 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 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

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

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

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1 ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1 TA Budiono 2, Tagor M. Sembiring 3, Zuhair 4, R. Muhammad Subekti 3 ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN

Lebih terperinci

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World 1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian

Lebih terperinci

PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER ISSN 979-409 PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PENGUKURAN

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 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

PENGARUH POROSITAS MEAT BAHAN BAKAR TER- HADAP KAPASITAS PANAS PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

PENGARUH POROSITAS MEAT BAHAN BAKAR TER- HADAP KAPASITAS PANAS PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al Aslina Br. Ginting, dkk. ISSN 0216-3128 127 PENGARUH POROSITAS MEAT BAHAN BAKAR TER- HADAP KAPASITAS PANAS PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al Aslina Br.Ginting, Supardjo, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan

Lebih terperinci

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1

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

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

STUDI 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 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 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

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi

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

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor 1 BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Seiring dengan berkembangnya teknologi dan peradabaan manusia, kebutuhan terhadap energi mengalami peningkatan yang cukup tinggi. Untuk mencukupi kebutuhan-kebutuhan

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

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

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 JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: KHODIJAH AMINI M0211043 SKRIPSI Diajukan

Lebih terperinci

KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK

KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK Slamet P dan Yatno D.A.S. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

PENGARUH 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 terperinci

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR... DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... x DAFTAR GAMBAR... xiii DAFTAR TABEL... xiv DAFTAR LAMBANG

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

PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER No. 02/ Tahun I. Oktober 2008 ISSN 19792409 PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN UZr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PENENTUAN

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

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

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

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW. 68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK

Lebih terperinci

KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN

KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN No.06 / Tahun III Oktober 2010 ISSN 1979-2409 KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN Martoyo, Ahmad Paid, M.Suryadiman Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

MAKSIMALISASI FLUKS NETRON CEPAT PADA POSISI IRRADIASI PUSAT (CIP) REAKTOR G.A. SIWABESSY

MAKSIMALISASI FLUKS NETRON CEPAT PADA POSISI IRRADIASI PUSAT (CIP) REAKTOR G.A. SIWABESSY MAKSIMALISASI FLUKS NETRON CEPAT PADA POSISI IRRADIASI PUSAT (CIP) REAKTOR G.A. SIWABESSY Fast Neutron Flux Maximization in the CIP ( Central Irradiation Position) of G.A. Siwabessy Reactor Riyatun 1,

Lebih terperinci

Bab 2 Interaksi Neutron

Bab 2 Interaksi Neutron Bab 2 Interaksi Neutron 2.1 Pendahuluan Perilaku neutron fisi ketika berinteraksi dengan bahan menentukan fenomena reaksi neutron berantai yang terjadi. Untuk dapat mempertahankan reaksi berantai, minimal

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

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG 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 terperinci

PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al

PEMBUATAN 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 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

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR 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 terperinci

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet

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

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

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan

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

ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10

ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 RADINA QISMA JABAR SASMITA M0213073 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains

Lebih terperinci

IDENTIFIKASI SENYAWA YANG TERBENTUK AKIBAT REAKSI TERMOKIMIA PADA INGOT BAHAN BAKAR

IDENTIFIKASI 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,

BAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya, BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Radiasi merupakan pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang yang dapat diserap oleh benda lain. Beberapa radiasi berbahaya

Lebih terperinci

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG 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 terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR 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 terperinci

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER

ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER Asminar ABSTRAK ANALISIS KANDUNGAN PENGOTOR DALAM PELET U02 SINTER. Telah dilakukan analisis pengotor

Lebih terperinci

PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS

PENGARUH 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 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 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

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Ada beberapa kategori power/daya yang digunakan, antara lain backbone power, green power dan mobile power. Backbone power adalah sumber energi primer yang selalu tersedia

Lebih terperinci

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 ISSN 1907 2635 Reaksi Termokimia Paduan AlFeNi dengan Bahan Bakar U 3Si 2 (Aslina Br.Ginting, M. Husna Al Hasa) REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 Aslina Br. Ginting dan M. Husna

Lebih terperinci

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) DAN JENIS-JENIS REAKTOR PLTN (Yopiter L.A.Titi, NRP:1114201016, PascaSarjana Fisika FMIPA Institut Teknologi Sepuluh November (ITS Surabaya) 1. Pendahuluan Nuklir

Lebih terperinci