PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5"

Transkripsi

1 PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung Jawa Barat 1 plasma_nuke00@yahoo.com ABSTRAK PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5. Pemodelan dosis digunakan untuk analisis keselamatan radiasi serta kemampuan perisai reaktor TRIGA 2000 dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma. Pemodelan dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNP5. Untuk melakukan perhitungan dengan MCNP5 dibutuhkan input berupa model geometri reaktor, sumber radiasi, dan laju dosis. Pemodelan sumber radiasi dibuat dengan bantuan program TRIGA-MCNP. Pemodelan sumber radiasi dikhususkan pada kondisi reaktor operasi daya penuh 2 MW dengan elemen bakar seluruhnya dalam kondisi baru. Radiasi neutron dan gamma yang dimodelkan hanya yang berasal dari teras reaktor, sementara sumber radiasi lain seperti penyimpanan elemen bakar bekas, air pendingin primer, dan demineralizer tidak ikut dimodelkan karena pengaruhnya yang tidak signifikan saat reaktor operasi. Perhitungan dosis neutron dan gamma dilakukan pada beberapa titik di dalam perisai dan di daerah kerja. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa dosis neutron di luar perisai reaktor TRIGA 2000 masih di bawah NBD yaitu 2,5x10-10 mrem/jam di sisi selatan dan 0,1 mrem/jam di sisi utara, sementara dosis gamma di sisi selatan di bawah NBD yaitu 2 mrem/jam dan di sisi utara di atas NBD yaitu 9 mrem/jam. Kata kunci : dosis neutron dan gamma, reaktor TRIGA 2000, MCNP5 ABSTRACT NEUTRON AND GAMMA DOSE MODELING IN THE TRIGA 2000 REACTOR USING MONTE CARLO METHOD MCNP5. Dose modeling is applied for TRIGA 2000 reactor shield performance in gamma and neutron absorption. In this modeling we used MCNP5 computer code. Inputs for are in MCNP5 need geometry models i.e reactor, radiation source, and dose rate. The radiation source geometry was modeled using TRIGA-MCNP code. In this model the reactor power of 2 MW and all fuel is fresh were assumed. Neutron and gamma radiation was modeled only from core, while others radiation source i.e spent fuels storage, primary water coolant, and demineralizer was not modeled cause no significant. The calculation of neutron and gamma dose were taken several points in shield and work area. The calculation result showed that neutron dose rate was lower than dose limit of 2,5x10-10 mrem/hour at south side and 0,1 mrem/hour at north side, meanwhile the gamma dose rate at south side was lower than dose limit of 2 mrem/hour and higher than dose limit of 9 mrem/hour at north side. Keywords : gamma and neutron dose, TRIGA 2000 reactor, MCNP5 1. PENDAHULUAN Peningkatan daya reaktor akan meningkatkan paparan radiasi di sekitar reaktor yang juga akan meningkatkan dosis radiasi yang diterima personil. Untuk mengetahui tingkat dosis radiasi di ruang reaktor terutama di daerah kerja diperlukan pemetaan dosis. Jika hasil pemetaan dosis di beberapa daerah kerja reaktor memiliki dosis di atas nilai batas dosis yang dizjinkan (NBD) maka dilakukan tindakan proteksi radiasi berupa penambahan jarak, pengurangan waktu kerja ataupun penambahan perisai. Peningkatan daya reaktor TRIGA 2000 dari 250 kw menjadi 2 MW diperkirakan akan meningkatkan laju dosis hingga delapan kali lebih 322

2 besar. Untuk itu perlu dilakukan pemetaan dosis di reaktor TRIGA Untuk mengetahui dosis radiasi di daerah kerja dapat dilakukan dengan pengukuran secara langsung oleh petugas proteksi radiasi (PPR) menggunakan surveimeter. Namun sebelum pengukuran dilakukan perlu pemetaan dosis radiasi menggunakan suatu model perhitungan dosis dimana hal ini bermanfaat untuk mengurangi terimaan dosis PPR. Dalam melakukan pemetaan dosis diperlukan pemodelan perhitungan dosis. Salah satu model perhitungan yang dapat dimanfaatkan untuk pemodelan dosis adalah metode monte carlo dengan salah satu program komputernya yaitu MCNP5 (Monte Carlo N- Particle version 5). Program komputer MCNP5 adalah alternatif yang sangat baik untuk menyelesaikan masalah perhitungan dosis. MCNP5 merupakan perangkat lunak komputer menggunakan metode monte carlo yang diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel yaitu neutron, foton, dan elektron. Perangkat lunak ini dikerjakan oleh tim monte carlo X-5 (2003) dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik yang digunakan untuk menyelesaikan masalah-masalah dengan menyimulasikan bilangan acak untuk masalahmasalah yang tidak mungkin diselesaikan secara analitik. Geometri reaktor TRIGA 2000 yang komplek menjadikan penggunaan MCNP5 untuk pemetaan dosis di reaktor merupakan bentuk penyelesaian terbaik. bangunan reaktor dan air pendingin. Seluruh bagian dari reaktor TRIGA 2000 dimasukkan ke dalam pemodelan geometri karena semua memiliki kontribusi dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Geometri bangunan reaktor diperlihatkan pada Gambar 1 dan geometri teras reaktor diperlihatkan pada Gambar 2. Dimensi dan material dalam geometri reaktor dibuat sebagai inputan MCNP5 dengan tampilan dalam MCNP visual editor diperlihatkan pada Gambar 3. (a) (b) Gambar 1. Geometri reaktor TRIGA (a) Tampak luar dan (b) tampang lintang 2. TATA KERJA Untuk dapat melakukan pemodelan dosis di reaktor TRIGA 2000 menggunakan MCNP5 dibutuhkan beberapa model sebagai inputan. Pemodelan yang diperlukan adalah geometri reaktor, sumber radiasi, dan output berupa laju dosis. 2.1 Model Geometri reaktor Hal terpenting dalam pemodelan dengan MCNP5 adalah geometri. Akurasi hasil pemodelan juga sangat ditentukan oleh kesesuaian dengan geometri obyek yang akan dimodelkan. Tahapan yang tersulit dalam pemodelan dengan MCNP5 adalah dalam pembuatan geometri obyek terutama obyek-obyek yang komplek. Reaktor TRIGA 2000 dan reaktor pada umumnya memiliki geometri yang sangat komplek sehingga memberikan kesulitan tersendiri dalam pemodelan. Geometri reaktor yang dimodelkan meliputi komponen reaktor, (a) (b) Gambar 2. Geometri teras reaktor TRIGA (a) tampak samping dan (b) tampak atas Selain perisai, komponen dan bahan lain yang ada di dalam reaktor termasuk air pendingin masing-masing memiliki kontribusi dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma. Tingkat penyerapan masing-masing bahan terhadap neutron dan gamma sangat ditentukan oleh tampang lintang serapan dari tiap-tiap atom di dalam bahan. Radiasi neutron umumnya mudah diperlambat oleh bahan dengan kandungan atom ringan seperti hidrogen, karbon, boron dan sangat mudah diserap oleh kadmium. Adapun radiasi gamma mudah diserap oleh bahan dengan kandungan atom berat seperti timbal dan uranium. 323

3 Gambar 3. Geometri reaktor TRIGA 2000 dalam MCNP Visual Editor Tabel 1. Komposisi material berdasarkan fraksi berat [1,2]. Unsur Bahan bakar Boron karbida Udara Air Beton SS304 Zirkonium Grafit Timbal ID MCNP5 0,0012 g/cm 3 1 g/cm ,82 g/cm 3 g/cm 3 5,94 g/cm 3 6,5 g/cm 3 1,67 11,35 g/cm 3 g/cm 3 2,4 g/cm 3 Hidrogen e Boron Boron Karbon Nitrogen Nitrogen e-3 Oksigen e-2 Argon e-3 Natrium e-3 Magnesium e-4 Alumunium e-3 Silikon e-2 Kalium e-4 Kalsium e-3 Kromium Mangan Besi e Nikel Zirkonium Timbal Uranium Uranium Untuk menghitung interaksi neutron dan gamma dengan atom yang terkandung di dalam komponen reaktor maka MCNP5 membutuhkan pemodelan material sebagai inputan. Material yang dimodelkan diantaranya adalah udara, air, beton berat, alumunium, besi, SS-304, boron karbida, elemen bakar UZr-H, zirkonium, grafit, dan timbal. Komposisi material di reaktor TRIGA 2000 berdasarkan fraksi berat diperlihatkan pada Tabel Model Sumber Radiasi Dalam pemetaan dosis menggunakan MCNP5 di reaktor TRIGA 2000 sumber radiasi yang dimodelkan hanya berasal dari reaksi fisi elemen bakar di teras reaktor. Sebagaimana disebutkan dalam model geometri reaktor, dalam model sumber radiasi juga diambil hanya pada kondisi awal reaktor TRIGA 2000 dengan seluruh elemen bakar masih baru (fresh fuel). Di reaktor TRIGA 2000 digunakan elemen bakar jenis uranium diperkaya dengan jumlah elemen bakar seluruhnya 111 buah. Dari jumlah tersebut, 41 buah elemen bakar tipe U85 (8,5 w-%), 65 buah tipe U12 (12 w-%), dan 5 buah tipe U20 (20 w- %). Di dalam teras ring-d dipasang batang kedali jenis FFCR (fuel follow control rod) yaitu batang kendali yang disertakan dengan elemen bakar. Batang kendali berjumlah 5 buah dengan tipe FF20 (20 w-%). Dipasang pula 4 buah grafit yaitu di ring A-1, E-5, E-15, dan E-23, namun terdapat 1 posisi yang kosong yaitu di ring G-1. Dalam pembuatan geometri sumber radiasi di dalam teras reaktor TRIGA 2000 dilakukan menggunakan bantuan program komputer lain yaitu TRIGA-MCNP dengan tampilan sebagaimana pada Gambar 4. Program komputer ini awalnya hanya dirancang untuk menghitung 324

4 kritikalitas reaktor TRIGA, namun hasil keluarannya yang berupa geometri elemen bakar dapat digunakan untuk mendefinisikan sumber radiasi di reaktor TRIGA 2000 yang selanjutnya dapat dimanfaatkan dalam pemodelan dosis. Berdasarkan konversi di dalam Persamaan (1) diperoleh bahwa untuk menghasilkan daya sebesar P (watt) diperlukan jumlah reaksi fisi 10 3,47 10 P. Karena dalam satu kali peristiwa fisi dihasilkan 2,5 neutron maka dengan daya reaktor 2 MW akan dihasilkan populasi neutron: x10 watt 7,72 x10 = 1,8 x10 (2) 17 neutron/ s 10 fisi / watt s 2,5 neutron/ fisi Gambar 4. Tampilan TRIGA-MCNP untuk pemodelan sumber radiasi Untuk memanfaatkan TRIGA-MCNP dalam pemodelan sumber radiasi maka dilakukan modifikasi pada hasil keluaran yang diinginkan. Modifikasi yang dilakukan adalah dengan menambahkan tally fluks ternormalisasi kuat sumber dan tally energi. Tally merupakan bahasa MCNP untuk menyebutkan besaran fisika yang diinginkan. Penambahan tally ini akan memberikan keluaran berupa spektrum energi dari sumber radiasi. Dalam pendefinisian sumber radiasi dibutuhkan nilai kuat sumber (source strength). Nilai ini selanjutnya digunakan untuk menormalisasi nilai-nilai keluaran dari MCNP5. Jika sumber radiasi berbentuk zat radioaktif maka nilai kuat sumber merupakan nilai aktivitas dalam satuan becquerel atau currie. Namun dalam pemodelan ini sumber radiasinya adalah hasil reaksi fisi yang terjadi di dalam elemen bakar. Radiasi neutron dan gamma yang akan dihitung nilai dosisnya merupakan neutron dan gamma hasil reaksi fisi yang terjadi di elemen bakar. Oleh karena itu kuat sumber dari model sumber radiasi merupakan jumlah partikel neutron dan gamma per satuan waktu hasil reaksi fisi pada daya reaktor 2 MW. Nilai kuat sumber diperoleh dari perhitungan jumlah reaksi fisi yang diperlukan untuk menghasilkan daya setiap watt-nya. Untuk mendapatkan nilai tersebut digunakan persamaan konversi sebagai berikut: 17 Nilai 1,8 10 n / s merupakan kuat sumber neutron untuk model sumber radiasi reaktor TRIGA 2000 pada daya 2 MW. Adapun untuk memperoleh kuat sumber radiasi gamma maka secara langsung dapat diperoleh dari MCNP5. Kuat sumber radiasi gamma diperoleh dengan memberikan input MCNP5 berupa tally fluks foton dalam perhitungan kritikalitas. Fluks neutron diperoleh dengan penerapan Persamaan (3) untuk tiap energi neutron yang ditentukan. Distribusi fluks untuk tiap energi neutron di teras reaktor TRIGA 2000 keluaran MCNP5 dan menggunakan Persamaan (3) diperlihatkan pada Gambar 5. neutron TallyF 4 kuat sumber φ 2 = cm s volume ( cm ) ( neutron / s) (3 Dalam mendefinisikan sumber, spektrum energi dari sumber sangat penting untuk dimodelkan. Neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi memiliki energi yang kontinyu. Untuk mendapatkan spektrum energi neutron dari reaksi fisi maka dalam perhitungan kritikalitas menggunakan TRIGA-MCNP ditambahkan beberapa tally yaitu tally fluks neutron (F4n) dan tally energi (En). Tally F4 digunakan untuk menghitung fluks rata-rata di dalam cell (misalnya elemen bakar), sementara tally En digunakan untuk menempatkan fluks yang diperoleh berdasarkan bin energi yang ditentukan. Spektrum neutron di teras reaktor TRIGA 2000 hasil keluaran MCNP5 diperlihatkan pada Gambar 6. 3 ) 1 joule / s 1 MeV fisi watt x joule MeV 13 (1) = 3,47 x10 fisi / watt s 325

5 sebagaimana diperlihatkan Gambar 7 dan 8. Spektrum energi dan distribusi fluks neutron dan gamma keduanya diambilkan dari hasil simulasi pada titik yang berada di dalam teras reaktor reaktor. Gambar 5. Distribusi fluks neutron di teras reaktor TRIGA 2000 Gambar 7. Distribusi fluks gamma di teras reaktor TRIGA 2000 Gambar 6. Spektrum neutron di teras reaktor TRIGA 2000 Sebagaimana sumber radiasi neutron, sumber radiasi gamma juga diperoleh dengan melakukan running MCNP5 menggunakan tally fluks F4 dan tally energi En. Hanya saja tally F4 yang digunakan adalah F4p yaitu tally fluks untuk foton. Dari keluaran MCNP5 diperoleh fluks dan spektrum energi gamma di teras reaktor Gambar 8. Spektrum gamma di teras reaktor TRIGA

6 Tabel 2. Faktor konversi fluks-laju dosis neutron dan gamma versi ICRP-21 [4]. Dosis Neutron Dosis Gamma DE (MeV) DF (rem/jam)/n/cm 2 -dtk) DE (MeV) DF (rem/jam)/n/cm 2 -dtk) 2.50E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E-06 Setelah spektrum energi neutron dan gamma diperoleh maka dilakukan pembuatan geometri sumber radiasi yang baru. Geometri sumber radiasi yang baru dapat dibuat dengan melakukan modifikasi yaitu dengan mengubah sumber yang semula berbentuk titik dengan jumlah menjadi satu buah sumber yang berbentuk silinder dengan volume yang melingkupi elemen bakar. Geometri sumber radiasi yang dimodelkan dapat mengikuti geometri teras reaktor. Dari sini didapatkan teras reaktor sebagai satu sumber radiasi yang baru yaitu sumber radiasi berbentuk silinder dengan tidak lagi mempertimbangkan elemen bakar di dalamnya. Gambar 6. Teras reaktor sebagai geometri satu sumber radiasi baru Geometri sumber radiasi baru dengan spektrum energi untuk neutron dan gamma yang diperoleh selanjutnya digunakan sebagai model sumber radiasi baru untuk perhitungan laju dosis di reaktor TRIGA

7 2.3 Model Laju Dosis Untuk mendapatkan keluaran berupa laju dosis maka digunakan beberapa jenis tally diantaranya tally fluks detektor (F5), tally energi dosis (DE), dan tally fungsi dosis (DF). Tally F5 digunakan untuk memberikan keluaran MCNP5 berupa nilai fluks di detektor yang berbentuk titik maupun cincin. Namun dikarenakan geometri reaktor TRIGA 2000 yang tidak simetri maka di dalam perhitungan dosis tidak digunakan tally detektor bentuk cincin tetapi hanya digunakan tally detektor bentuk titik. Formula matematik yang dilakukan MCNP5 dalam menghitung fluks pada detektor bentuk titik diperlihatkan pada Persamaan 4. F5 = de dt E i t j r 2 ( rp, E, t) (1/ cm s) φ (4) Dalam pemodelan ini beberapa detektor bentuk titik ditempatkan di sepanjang garis Zo yang melalui pusat teras reaktor hingga di luar perisai. Fluks yang diperoleh selanjutnya dikonversi menjadi nilai dosis menggunakan tally energi dosis (DEn) dan tally fungsi dosis (DFn) [3]. Nilai kedua tally tersebut diambil dari faktor konversi fluks ke dalam laju dosis neutron dan gamma yang dikeluarkan ICRP (ICRP-21) dengan nilai diperlihatkan pada Tabel HASIL DAN PEMBAHASAN Program MCNP5 setelah diberikan inputan berupa model geometri reaktor, model sumber radiasi, dan model laju dosis selanjutnya dirunning menggunakan komputer PC CPU 2,67 GHz, RAM 240 MB dengan sistem operasi Windows-XP. Hasil running memperlihatkan nilai dosis neutron dan gamma di beberapa titik di reaktor TRIGA 2000 yang telah ditentukan. Dalam pemodelan laju dosis ditempatkan detektor berdiameter 0,02 cm sepanjang sumbu-y pada Zo yang merupakan pusat teras reaktor. Model penempatan detektor titik diperlihatkan pada Gambar 11 dimana detektor berada pada posisi sepanjang garis Zo. Gambar 11. Garis Zo pada reaktor TRIGA 2000 tampak bidang Y-Z MCNP5 memberikan hasil keluaran berupa dosis neutron dan gamma di sepanjang garis Zo dimana detektor ditempatkan. Pusat reaktor merupakan daerah yang memiliki dosis neutron dan gamma tertinggi. Dosis tersebut kemudian menurun akibat penyerapan oleh material komponen reaktor terutama perisai. Dosis neutron dan gamma sepanjang garis Zo diperlihatkan pada Gambar 12 dan 13. Gambar 12 dan 13 merupakan grafik dosis neutron dan gamma pada garis Zo yang diambil pada ketinggian 1 meter dari permukaan lantai yang menembus dari arah BSF hingga pusat teras reaktor. Diperlihatkan hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki dosis neutron 1x10 17 mrem/jam dan dosis gamma 1x10 11 mrem/jam. Terjadi penurunan dosis neutron yang cukup besar pada komponen thermalizing column, thermal column, dan reflektor. Penurunan terbesar terjadi akibat pemantulan neutron oleh komponen reflektor yang terbuat dari material grafit. Penurunan selanjutnya diakibatkan oleh material perisai baik untuk radiasi neutron maupun gamma. Dalam Gambar 12 pada sisi kanan diperlihatkan terjadinya penurunan dosis neutron akibat penyerapan oleh air di BSF. Demikian juga pada Gambar 13 diperlihatkan adanya penurunan dosis gamma akibat penyerapan radiasi gamma oleh air di BSF. Dosis neutron diluar perisai sisi utara (kiri) adalah 0,1 mrem/jam dan diluar perisai sisi selatan (kanan) sangat rendah yaitu 2,5x10-10 mrem/jam. Dosis neutron tersebut bahkan lebih rendah dari neutron alam yaitu sekitar 1 ~ 2 x10-2 mrem/jam. Rendahnya dosis neutron di daerah tersebut karena adanya penyerapan neutron yang cukup besar oleh air di BSF. Dosis gamma diluar perisai sisi utara (kiri) adalah 9 mrem/jam dan 328

8 diluar perisai sisi selatan (kanan) adalah 2 mrem/jam. dilakukan pada kondisi operasi daya penuh 2 MW dan seluruh elemen bakar dalam kondisi baru dengan hasil bahwa dosis neutron di luar perisai reaktor TRIGA 2000 di bawah NBD yaitu 2,5x10-10 mrem/jam di sisi selatan dan 0,1 mrem/jam di sisi utara, sedang dosis gamma di sisi selatan di bawah NBD yaitu 2 mrem/jam dan di sisi utara di atas NBD yaitu 9 mrem/jam. 5. UCAPAN TERIMA KASIH Gambar 12. Dosis neutron sepanjang garis Zo Ucapan terima kasih disampaikan kepada bapak Sudrajat, Kusman, Tri Cahyo, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin atas bantuannya dalam pengadaan denah pemetaan dosis di reaktor. Ucapan terima kasih juga disampaikan kepada bapak Ir. Endang Kurnia dan ibu Dr. Poppy atas dukungan sarana dan prasarananya di dalam kegiatan ini. 6. DAFTAR PUSTAKA Gambar 13. Dosis gamma sepanjang garis Zo Untuk operasi daya 2 MW dihasilkan dosis di luar perisai sisi selatan di bawah nilai batas yang diijinkan (NBD), sedangkan di luar perisai sisi utara masih di atas NBD. Untuk menurunkan dosis di daerah tersebut telah diberikan perisai tambahan, hanya saja dalam simulasi ini tidak ikut dimodelkan. Nilai dosis hasil simulasi mendekati nilai dosis untuk daerah kerja sebagaimana tecantum di dalam Laporan Analisis Keselamatan reaktor TRIGA 2000 di luar perisai seperti di sisi selatan dan beam port yaitu 2,5 mrem/jam [5]. Hasil simulasi menunjukkan bahwa reaktor TRIGA 2000 dapat dioperasikan secara aman pada daya penuh 2 MW. 4. KESIMPULAN 1. BLAKEMAN E.D., D.E. PEPLOW, J.C. WAGNER, B.D. MURPHY, D.E. MUELLER, PWR Facility Dose Modeling Using MCNP5 and The CADIS/ADVANTG Variance Reduction Methodology, ORNL/TM- 2007/133, Oak Ridge National Laboratory (2007) 2. HARMON C.D., ROBERT D.B., JUDITH F. BRIESMEISTER, R.A. FORSTER, Criticality Calculations with MCNPPTM ; A Primer, LA M, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (1994) 3. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP- A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Volume II: User s Guide, LA-UR , Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (2003) 4. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP- A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Volume 1: Overview and Theory, LA-UR , Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (2003) 5. PTNBR, Laporan Analisis Keselamatan Akhir Reaktor TRIGA 2000 Bandung, PTNBR BATAN, Bandung (2006) Program MCNP5 dapat digunakan secara baik untuk pemodelan dosis radiasi neutron dan gamma di reaktor TRIGA Pemodelan dosis 329

9 TANYA JAWAB 330

PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5

PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham

Lebih terperinci

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Lebih terperinci

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari

Lebih terperinci

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri

Lebih terperinci

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36

Lebih terperinci

PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO

PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,

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

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER

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

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

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

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

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

Diterima editor 07 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012

Diterima editor 07 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012 ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP Amir Hamzah Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 80 Serpong, Tangerang Selatan email:

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

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

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

SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX USING MCNP5

SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX USING MCNP5 Simulasi Desain Perisai Radiasi MBE-lateks Menggunakan MCNP5 (Darsono, Safirudin, M.Toifur) SIMULASI DESAIN PERISAI RADIASI MBE-LATEKS MENGGUNAKAN MCNP5 SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX

Lebih terperinci

SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI

SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN

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

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

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke

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

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi

Lebih terperinci

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield

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

PROSIDING PERTEMUAN DAN PRESENTASI ILMIAH FUNGSIONAL PENGEMBANGAN TEKNOLOGI NUKLIR IV

PROSIDING PERTEMUAN DAN PRESENTASI ILMIAH FUNGSIONAL PENGEMBANGAN TEKNOLOGI NUKLIR IV ISSN : 1978-9971 PROSIDING PERTEMUAN DAN PRESENTASI ILMIAH FUNGSIONAL PENGEMBANGAN TEKNOLOGI NUKLIR IV JAKARTA, 15 Desember 2009 PUSAT TEKNOLOGI KESELAMATAN DAN METROLOGI RADIASI BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

Lebih terperinci

ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP

ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI

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

ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING

ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING Umar Sahiful Hidayat, Puradwi Ismu Wahyono, Mahrus Salam -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK ASPEK

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

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

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman Koefisien Temperatur Bahan Bakar Reaktor Kartini (Budi Rohman) ISSN 1411 3481 KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi

Lebih terperinci

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Yunita Anggraini 1), Riyatun 2), Azizul Khakim 3) 1) Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA

Lebih terperinci

Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo

Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34 ISSN: 1693-1246 Januari 2010 J P F I http://journal.unnes.ac.id PENENTUAN KADAR RADIONUKLIDA PADA LIMBAH CAIR PABRIK GALVANIS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON THERMAL REAKTOR KARTINI 1 1 2 P. Dwijananti

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5 ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5 Entin Hartini *, Suwoto **, Zuhair ** ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5. Untuk separasi uranium

Lebih terperinci

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK

Lebih terperinci

VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI

VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI Argo Satrio Wicaksono dan Syarip, BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb Yogyakarta email: argosw@batan.go.id ABSTRAK VALIDASI

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

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

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T., dkk ISSN 0216-3128 231 DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T. 1, Bunawas 2, Taufik 3, Sunardi 3 dan Hari Suryanto 4 1 Pusat Sains dan Teknologi

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

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 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

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

PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP

PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP Fajar Arianto *1, Mutia Meireni 1, Indah Rosidah Maemunah 2, Putranto Ilham Yazid 3, Muhammad Nur 1 1 Jurusan Fisika,

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007 PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK. Anis Rohanda

STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK. Anis Rohanda STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA

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

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi merupakan suatu bentuk energi. Ada dua tipe radiasi yaitu radiasi partikulasi dan radiasi elektromagnetik. Radiasi partikulasi adalah radiasi yang melibatkan

Lebih terperinci

Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.

Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis. Bab II. Teori Dasar II.1. Metode Monte Carlo Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis. Metode ini sering digunakan untuk

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI

ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo PTAPB-BATAN, Jl. Babarsari Kotak Pos 1008 Yogyakarta 55010, Abstrak ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN

Lebih terperinci

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen

Lebih terperinci

SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH

SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH Rasito, Zulfakhri, Juni Chussetijowati, dan Putu Sukmabuana Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN Jl. Tamansari

Lebih terperinci

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan

Lebih terperinci

Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak

Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV Azizah 1, Abdurrouf 1, Bunawas 2 1) Jurusan Fisika Universitas Brawijaya Malang

Lebih terperinci

PEMANTAUAN DOSIS PERORANGAN DI PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG

PEMANTAUAN DOSIS PERORANGAN DI PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG PEMANTAUAN PERORANGAN DI PUSAT TEKLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG Afida Ikawati, Irma Dwi Rahayu, Rini Heroe Oetami Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN Jl. Tamansari No.71

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

PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK

PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma **, Khairina NS *** ABSTRAK PENGEMBANGAN SISTEM

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

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

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat

BAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah sel yang pertumbuhan dan penyebarannya tidak terkontrol. Pertumbuhannya menyebar ke sekitar jaringan dan dapat bermetasis pada tempat yang jauh. Penyakit

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

5. KIMIA INTI. Kekosongan elektron diisi elektron pada kulit luar dengan memancarkan sinar-x.

5. KIMIA INTI. Kekosongan elektron diisi elektron pada kulit luar dengan memancarkan sinar-x. 1 5. KIMIA INTI A. Unsur Radioaktif Unsur radioaktif secara sepontan memancarkan radiasi, yang berupa partikel atau gelombang elektromagnetik (nonpartikel). Jenis-jenis radiasi yang dipancarkan unsur radioaktif

Lebih terperinci

RADIOAKTIF 8/7/2017 IR. STEVANUS ARIANTO 1. Oleh : STEVANUS ARIANTO TRANSMUTASI PENDAHULUAN DOSIS PENYERAPAN SIFAT-SIFAT UNSUR RADIOAKTIF REAKSI INTI

RADIOAKTIF 8/7/2017 IR. STEVANUS ARIANTO 1. Oleh : STEVANUS ARIANTO TRANSMUTASI PENDAHULUAN DOSIS PENYERAPAN SIFAT-SIFAT UNSUR RADIOAKTIF REAKSI INTI RADIOAKTIF Oleh : STEVANUS ARIANTO PENDAHULUAN SIFAT-SIFAT UNSUR RADIOAKTIF PANCARAN SINAR RADIOAKTIF SINAR,, HVL BAHAN STRUKTUR INTI ATOM ENERGI IKAT INTI KESTABILAN INTI ATOM HUKUM PERGESERAN WAKTU PARUH

Lebih terperinci

DESAIN KOLIMATOR TIPE TABUNG UNTUK PENYEDIA- AN BERKAS RADIOGRAFI DENGAN SUMBER GENE- RATOR NETRON

DESAIN KOLIMATOR TIPE TABUNG UNTUK PENYEDIA- AN BERKAS RADIOGRAFI DENGAN SUMBER GENE- RATOR NETRON 416 ISSN 0216-3128 Yohannes Sardjono, dkk. DESAIN KOLIMATOR TIPE TABUNG UNTUK PENYEDIA- AN BERKAS RADIOGRAFI DENGAN SUMBER GENE- RATOR NETRON Yohannes Sardjono PTAPB BATAN Alexander Agung, Ammi Noor Baits

Lebih terperinci

PEMODELAN BNCT SHIELDING BERBAHAN PARAFIN DAN ALUMINIUM UNTUK FASILITAS MENGGUNAKAN SIMULATOR MCNP

PEMODELAN BNCT SHIELDING BERBAHAN PARAFIN DAN ALUMINIUM UNTUK FASILITAS MENGGUNAKAN SIMULATOR MCNP Pemodelan Shielding Berbahan... (Afifah Hana Tsurayya) 371 PEMODELAN BNCT SHIELDING BERBAHAN PARAFIN DAN ALUMINIUM UNTUK FASILITAS MENGGUNAKAN SIMULATOR MCNP A CONCEPTUAL SHIELDING DESIGN USING PARAFFIN

Lebih terperinci

PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.

PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX. PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,

Lebih terperinci

FISIKA ATOM & RADIASI

FISIKA ATOM & RADIASI FISIKA ATOM & RADIASI Atom bagian terkecil dari suatu elemen yang berperan dalam reaksi kimia, bersifat netral (muatan positif dan negatif sama). Model atom: J.J. Thomson (1910), Ernest Rutherford (1911),

Lebih terperinci

PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP

PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP Kristiyanti 1, Kasmudin 1 1) PRFN-BATAN, email: kristiyantiwst@yahoo.com, kasmudin@batan.go.id

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * ABSTRAK PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE

Lebih terperinci

PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI

PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA

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

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

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi BAB II Besaran dan Satuan Radiasi A. Aktivitas Radioaktivitas atau yang lebih sering disingkat sebagai aktivitas adalah nilai yang menunjukkan laju peluruhan zat radioaktif, yaitu jumlah inti atom yang

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

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI

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

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

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA Zuhair 1), Tagor M. Sembiring 1), dan Putranto Ilham Yazid 2) Abstract: The criticality experiments at FCA three cores have been done

Lebih terperinci

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan

Lebih terperinci

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI Unggul Hartoyo 1), Nazly Kurniawan, Suhadi, Subiharto 1) PRSG Batan Serpong Indonesia unggul@batan.go.id

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

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 Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 12, No. 3, Juli 2010, hal 85-90 Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Agung

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan

Lebih terperinci

YUNITA ANGGRAINI M SKRIPSI. Diajukan untuk memenuhi sebagian. persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains

YUNITA ANGGRAINI M SKRIPSI. Diajukan untuk memenuhi sebagian. persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN DAN POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA SISTEM SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR 99 Mo PRODUCTION (SAMOP) YUNITA ANGGRAINI M0213102 SKRIPSI Diajukan

Lebih terperinci

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR Elfrida Saragi, Tukiran S ABSTRAK PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR. Perhitungan deflesi bahan bakar sangat berkaitan dengan keselamatan tempat penyimpanan

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 INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK

PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM Anis Rohanda, Ardani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK BERKAS PADA BEAM PORT TEMBUS DAN SINGGUNG REAKTOR KARTINI

KARAKTERISTIK BERKAS PADA BEAM PORT TEMBUS DAN SINGGUNG REAKTOR KARTINI Karakteristik Berkas pada Beam Port Tembus dan Singgung Reaktor Kartini (Tegas Sutondo, Syarip) KARAKTERISTIK BERKAS PADA BEAM PORT TEMBUS DAN SINGGUNG REAKTOR KARTINI BEAM CHARACTERISTICS OF PIERCING

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah Di seluruh dunia, kanker merupakan penyakit mematikan pada urutan kedua setelah penyakit kardiovaskular. Pada tahun 2012, penelitian yang dilakukan oleh International

Lebih terperinci

[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ]

[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ] BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR TINGKAT MUAT TINGGI] [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ] [ PTRKN BATAN ] 2012 LATAR BELAKANG Kondisi

Lebih terperinci

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Drs. Widarto Peneliti Madya Reaktor Riset Kartini Tipe TRIGA (Training Riset Isotop

Lebih terperinci