PENENTUAN FAKTOR PERISAI DIRI DETEKTOR AKTIV ASI DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI REAKTOR RSG-GAS. Amir Hamzah P2TRR -BATAN
|
|
- Sudomo Irawan
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 PENENTUAN FAKTOR PERSA DR DETEKTOR AKTV AS DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON D REAKTOR RSG-GAS Amir Hamzah P2TRR -BATAN ABSTRACT DETERMNATON OF SELF-SHELDNG FACTOR OF ACTVATON DETECTORS N NEUTRON FLUX AND SPECTRUM MEASUREMENTS N RSG-GAS REACTOR. Determination of self-shielding factor and cadmium ratio of foil and cylindrical probe have been done by measurement and calculation. Self-shielding factor was determined by dividing the activity of detector with its A-alloy. Theoretically, self-shielding factor can be determined by numerical solution of two-dimensional integral equations in FORTRAN. For gold foil and wire, the calculation result are quite close to the measurement. The relative difference between calculation and measurement of activity, self-shielding factor and cadmium ratio are respectively less than 11 %, 9% and 4%. t is therefore, the calculation prograni can be used for calculation of other kinds of activation detectors. The application in neutron flux mesaurement gives a better result especially for epithermal flux. For neutron spectrum measurement, shelfshielding correction can avoid resonance peaks in epithermal region due to absorption by activation detectors. ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR PERSA DR DETEKTOR AKTV AS DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON D REAKTOR RSG-GAS. Penentuan faktor perisai diri terma!, epitermal clan total serta nisbah cadmium detektor aktivasi berbentuk keping clan kawat telah dilakukan secara pengukuran clan perhitungan. Pengukuran faktor perisai diri dilakukan dengan membagi aktivitas detektor biasa dengan aktivitas detektor alloy-a yang berkadar sekitar 1%. Secara teoritis, faktor perisai diri ditentukan dengan menyelesaikan secara numerik persamaan integral dua dimensi dengan bahasa FORTRAN. Untuk kasus detektor keping maupun kawat emas, hasil perhitungan cukup dekat dengan hasil pengukuran. Perbedaan relatif antara perhitungan clan pengukuran aktivitas, faktor perisai diri clan nisbah cadmium berturut-turut kurang dari 110/0, 9% clan 40/0. Dengan demikian, program perhitungan dapat digunakan dalam perhitungan detektor-detektor dari bahan yang lain. Penerapan koreksi faktor perisai diri pada hasil pengukuran fluks neutron akan sangat berarti terutama pada fluks neutron epitermal. Pada pengukuran spektrum neutron dapat menghindari timbulnya puncakpuncak resonansi pada daerah energi epitermal sebagai akibat dari serapan neutron oleh detektor aktivasi. PENDAHULUAN Hasil pengukuran tluks clan spektrum neutron di teras reaktor yang akurat sangat menunjang penelitian yang berkaitan dengan teras reaktor clan mengoptimalkan pemanfaatan reaktor terutama dalam produksi radio-isotop. Salah satu metoda yang digunakan dalam pengukuran tluks clan spektrum neutron adalah metoda aktivasi detektor. Pada metoda ini tluks clan spektrum neutron diukur dengan bantuan detektor aktivasi (berupa keping atau kawat),,7
2 yang diiradiasi di dalam populasi neutron hingga detektor menjadi aktif. Kemudian berdasarkan aktivitas detektor terukur terse but ditentukan besarnya fluks clan spektrum neutron. Metoda ini merupakan metoda pengukuran tak langsung, namun memiliki ketelitian yang dapat diandalkan clan dapat digunakan pada posisi pengukuran yang sangat sempit seperti di celah pelat elemen bakar reaktor serta tidak terpengaruh oleh medan radiasi gamma yang sangat tinggi. Metoda aktivasi tersebut memiliki kelemahan yaitu adanya penyerapan neutron oleh bahan detektor sehingga aktivitas detektor yang pada akhirnya fluks clan spektrum neutron yang terukur menjadi lebih kecil dari yang seharusnya [1,2]. Faktor koreksi aktivitas karena adanya penyerapan neutron di dalam bahan detektor tersebut dikenal dengan istilah faktor perisai diri (FPD : SSF=self-shielding factor). Karena FPD tersebut tidak selalu dapat diukur, maka penentuan faktor koreksi tersebut dilakukan secara perhitungan dengan mengembangkan program komputer. Hasil perhitungan FPD telah diverifikasi terhadap hasil pengukuran detektor aktivasi dari bahan emas dengan perbedaan relatif yang cukup kecil. Dengan program ini dapat ditentukan karakteristik FPD berbagai jenis detektor keping sebagai fungsi ketebalan clan detektor silinder sebagai fungsi jejari. Penerapan FPD dalam pengukuran fluks clan spektrum neutron akan meningkatkan akurasi basil pengukuran. Pada penentuan spektrum neutron, sebelum diterapkannya FPD, pada daerah epitermal hanya terdapat puncakpuncak resonansi sebagai akibat dari penyerapan oleh detektor aktivasi yang digunakan. Setelah penerapan FPD tersebut, puncak-puncak resonansi yang tak dikehendaki pada spektrum neutron di daerah energi epitermal dapat dieliminir. TEOR Selama proses iradiasi detektor aktivasi, terjadi efek perisai diri yaitu jumlah neutron yang tiba pada lapisan dalam media detektor berkurang karena telah terserap pada lapisan luar (Gambar 1). Besarnya efek perisai diri dinyatakan sebagai faktor perisai diri G, yaitu: G=~~ tjj () -A A 0 (1) dengan <jj, A clan <jj(}, A(} masing-masing adalah fluks rerata, aktivitas rerata di dalam media detektor clan fluks serta aktivitas sebelum terganggu. Besarnya FPD terse but sangat bergantung pada jenis clan bentuk geometri bahan detektor aktivasi, disampingjuga bergantung pada bentuk spektrum fluks neutron tempat pengukuran dilakukan. Secara perhitungan, besarnya faktor perisai diri total ditentukan dengan persamaan : 58
3 (2) Sedangkan besarnya faktor perisai diri epitermal : G = "pi ~ OC'. fu(e);(e) g(e) p(e) de (3) fa(e)t/j(e) p(e) de dan faktor perisai diri termal sebesar (4) Pada persamaan di atas terlihat adanya faktor spektrum neutron «/J(E) clan faktor jenis material (o(e) dalam persamaan perisai diri. Sedangkan pengaruh geometri yaitu pada besaran grey clan pre) akan dibahas berikut ini. Detektor aktivasi berbentuk lempengan atau keping [1,2] Besarnya faktor perisai diri pacta tiap kelompok energi detektor keping (5) dengan " En (r(e» = j(e-r(/i)'/un)du yaitu definisi umum untuk integral eksponensial, t"(e) = }2(E).t = t / J.,(E) yaitu tebal keping persatuan lintas bebas rerata neutron di dalarn media detektor, }:(E) adalah tampang lintang total makroskopik keping. Untuk keping yang dibungkus cadmium, besarnya faktor penetrasi neutron yang me.\ewati pembungkus Cd yang selanjutnya berinteraksi dengan keping : p(e) = gw(e) = E)(T(E))- E) (t")(e)+ t"(e)) (6) --g(i) ~-E3(t"(E)) 59
4 dengan,) (E) = ) (E).1 = 1 / ~(E) adalah tebal pembungkus cadmium persatuan lintas bebas rerata neutron di dalamnya, ~(E) adalah tampang lintang makroskopik Cd. Detektor aktivasi berbentuk silinder atau kawat [1,2] Besarnya faktor perisai diri pada tiap kelompok energi detektor silinder g{e) = Xo{La{E)r) 2 La{E)r (7) 1 2" "/.2. dengan probabilitas serapan neutron x"(r,,r) = -. (1- e-./(j,,) )cos.9sin.9 d.9drp J(" " clan panjang lintasan neutron di dalam media detektor berjejari r e(.9 ) = 2r cos.9, fp (1 -sin 2.9 cos 2 fp). Besarnya faktor penetrasi neutron yang melewati pembungkus cadmium yang selanjutnya berinteraksi dengan detektor silinder adalah : dengan probabilitas n. =.r!~2 (8) rkl,' Xo{Lar) " 1,. 012 serapan neutron x,(1:.r)=- J J e-';.u/j(...j(-e-,;,(...j)cos.9sin.9d.9dtp dan panjang lintasan neutron di -rcos.9 + ~r2 cos2.9 + (l-sin2.9 cos2 tp)(r2 -r2) D(.9, tp)= l-sin2.9cos2tp 1C.. Cd berjejari R Penentuan fluks dad spektrum neutron Besarnya fluks neutron termal ditentukan berdasarkan hasil pengukuran aktivitas saturasi pada akhir iradiasi detektor aktivasi yang terbuka (Aha"') clan yang terbungkus cadmium (Acd) serta dikoreksi dengan faktor perisai diri dirumuskan sebagai [3]: (9) dengan BA clan m adalah berat atom clan massa bahan detektor, Nil adalah bilangan Avogadro, i. adalah tetapan peluruhan (=ln2/fy2) clan tj adalah waktu 60
5 .n(t) iradiasi. Selanjutnya besarnya tluks neutron epitermal ditentukan dengan persamaan [3]: dengan r adalah integral resonansi, E2 clan E[ adalah batas atas (10 MeV) clan batas bawah (0,55 ev = energi 'cut-off' cadmium) energi epitermal. Dalam penentuan spektrum neutron berdasarkan hasil pengukuran berbagai macam keping yang diiradiasi bersamaan pada suatu posisi di teras reaktor, persamaan integrallaju reaksi detektor yang ke-i (R;) dapat diselesaikan dengan : i = 1, 2, 3,. n (11 clan n adalah jumlah detektor yang digunakan clan dengan o;j adalah tampang lintang keping ke-i pada kelompok ke-j serta tpj clan AEj adalah fluks neutron clan lebar energi kelompok ke-j. Umumnya jumlah persamaan (detektor aktivasi) tersebut jauh lebih sedikit dati pada jumlah kelompok energi dati besaran tpj yang akan dicari (m>n) sehingga derajat kebebasan (degree of freedom) sistem persamaan cukup besar. Dengan demikian tidak dapat diperoleh penyelesaian yang unik clan spektrum neutron tidak dapat ditentukan dati data yang tersedia tanpa memasukkan spektrum awal. Spektrum awal ini secara iteratif diubah hingga laju reaksi perhitungan mendekati harga pengukuran dengan ketentuan kwadrat terkecil [3,4]. Pada penentuan spektrum neutron di atas, koreksi FPD detektor ke-i pada kelompok energi ke-j (g!j atau grey dimasukkan pada pustaka tampang lintang[5] sebelum proses iterasi dilakukan, yaitu : d ; = gl;o!; i = 1,2..!l ;j=l,2,..v atau d(e)=g(e)~e) Sehingga diperoleh pustaka tampang lintang baru yang telah dikoreksi dengan faktor perisai diri yang selanjutnya digunakan dalam penentuan spektrum neutron. TATA KERJA Pengukuran FPD dilakukan dengan mengiradiasi detektor keping clan kawat dengan beberapa ukuran tebal clan jejari di dalam fasilitas iradiasi teras RSG-GAS. Aktivitas detektor yang aktif diukur dengan detektor HPGe clan 61
6 sistem peralatan spektrometri gamma yang telah dikalibrasi. Besar FPD total (detektor terbuka) ditentukan dengan membagi aktivitas detektor biasa dengan detektor paduan A. Demikian pula, besarnya FPD epitermal ditentukan dengan membagi aktivitas detektor biasa yang dibungkus cadmium dengan aktivitas detektor paduan A yang juga dibungkus Cd. Detektor yang digunakan adalah keping emas dengan kemurnian 99,9985%, ketebalan 0,0254 mm clan keping 0,155% Au-A unttlk pengukuran FPD keping. Sedangkan detektor aktivasi berbentuk silider (kawat) yang digunakan berjejari 0,05 mm, 0,125 mm dan 0,25 mm 6) dangan panjang masing-masing sekitar cm. Tiap-tiap bentuk dad ukuran digunakan dua buah detektor yang identik, yang satu dibungkus tabung cadmium dan yang satu lagi terbuka. Kondisi teras reaktor (daya, temperatur pendingin, peracunan xenon clan lainnya) dalam keadaan sarna untuk tiap iradiasi. Karena ketiadaan detektor kawat emas paduan A, maka FPD ditentukan dari basil bagi antara aktivitas detektor biasa dengan aktivitas ekstrapolasi pada jejari 0 cm. Penentuan FPD jenis detektor secara perhitungan dilakukan dengan membuat program komputer untuk menghitung dan menyelesaikan secara numerik [7] persamaan-persamaan integral yang disebutkan pada bab teori. Seluruh tahapan proses perhitungan FPD direpresentasikan dalam diagram alir pada Gambar 2. Verifikasi program perhitungan FPD dilakukan dengan membandingkan basil perhitungan terhadap basil pengukuran aktivitas, faktor perisai diri termal, epiternal dad total serta nisbah cadmium detektor keping dan kawat emas. Penentuan FPD detektor yang terbuat dari bahan yang lain dilakukan secara perhitungan. Hal ini dilakukan karena keterbatasan jenis detektor yang dimiliki, disamping itu simulasi komputer ini relatif cukup mudah, cepat dan murah. Fluks neutron termal dan epitermal ditentukan berdasarkan basil pengukuran aktivitas detektor yang digunakan dengan memasukkan koreksi FPD detektor aktivasi yang digunakan. Sedangkan dalam penentuan spektrum neutron, pustaka tampang lintang dikoreksi dengan FPD pada seluruh kelompok energi untuk tiap detektor aktivasi yang digunakan. Selanjutnya pustaka tampang lintang yang terkoreksi tersebut digunakan dalam penentuan spektrum neutron dengan menggunakan paket program SAND- [4] berdasarkan basil pengukuran aktivitas detektor aktivasi. HASL DAN PEMBAHASAN Penentuan faktor perisai diri detektor keping Program untuk penentuan faktor perisai diri detektor keping telah diverifikasi terhadap basil pengukuran dengan perbedaan relatif kurang dari 3% untuk keping emas. Mengingat tidak dimilikinya keping paduan A untuk jenis keping yang lain, verifikasi dilakukan dengan membandingkan aktivitas perhitungan terhadap aktivitas pengukuran dengan perbedaan kurang dati 11 % 62
7 (Tabel ) [8,9]. Oengan tervalidasinya program untuk penentuan faktor perisai diri, maka program dapat digunakan untuk menentukan faktor perisai diri jenis detektor yang lain. Hasil penentuan faktor perisai diri beberapa jenis keping menurut ketebalan keping diplot pada Gambar 3.a untuk daerah energi termal sedangkan untuk energi epitermal pada Gambar 3.b. Pada daerah energi termal, dysprosium memiliki nilai faktor perisai diri yang paling kecil karena memiliki tampang lintang termal yang paling besar. Sebaliknya tembaga yang memiliki tam pang lintang termal cukup kecil maka harga faktor perisai dirinya paling besar. Sedangkan pad a daerah energi epitermal, keping yang mempunyai harga FPO yang sangat kecil adalah keping indium dan emas karena memiliki nilai intergral resonansi yang sangat besar. Harga faktor perisai diri berkisar antara 0 dan. Semakin kecil harga perisai diri suatu bahan detektor yaitu mendekati harga 0 maka efek perisai dirinya akan semakin besar, dengan demikian koreksi faktor perisai diri men.jadi semakin signifikan. Sebaliknya, bila nilai perisai diri suatu bahan detektor semakin besar yaitu mendekati harga 1 maka efek perisai dirinya akan semakin kecil. Penentuan faktor perisai diri detektor silinder Karena detektor berupa campuran dengan aluminium tersebut tidak dimiliki, maka penentuan faktor perisai diri secara pengukuran dilakukan dengan menggunakan pendekatan ekstrapolasi polinomial aktivitas pad a jejari detektor 0 cm. Faktor perisai diri ditentukan dari hasil bagi an tara aktivitas detektor dengan aktivitas hasil ekstrapolasi padajejari 0 cm tersebut. Hasil pengukuran aktivitas detektor yang terbuat dari emas dengan jejari 0,005 cm, 0,0125 cm dan 0,025 cm yang dibungkus cadmium dan terbuka serta faktor perisai diri dan nisbah cadmium berikut perbedaan relatifnya dengan hasil perhitungan tertera pada Tabel2 [10,11]. Pada tabel terse but terlihat bahwa hasil perhitungan aktivitas, faktor perisai diri dan nisbah cadmium detektor emas cukup dekat dengan hasil pengukuran. Untuk detektor silinder emas, perbedaan antara pengukuran dan perhitungan aktivitas sarna dengan dan kurang dari 11,5%, sedangkan faktor perisai diri kurang dari 9% dan nisbah cadmium kurang dari 3,5%. Dengan demikian program penentuan faktor perisai diri dan nisbah cadmium yang dibuat telah tervalidasi terhadap hasil pengukuran, sehingga dapat digunakan untuk menentukan faktor perisai diri dan nisbah cadmium untukjenis detektor yang lain. Besarnya faktor perisai diri termal dan epitermal beberapa jenis detektor dalam fungsi jejari ditentukan menggunakan program yang sarna dan diplot masing-masing pad a Gambar 4.a dan 4.b. Pada gambar-gambar tersebut terlihat bahwa ada beberapa jenis detektor yang memiliki grafik faktor perisai diri yang sangat curam terhadap jejarinya dan ada pula yang tidak curam. Hal itu disebabkan oleh perbedaan tam pang lintang masing- 63
8 masing jenis detektor. Semakin besar tampang lintangnya maka grafiknya akan semakin curam. Tembaga menunjukkan karakteristik yang sangat baik yaitu tidak terlalu terpengaruh oleh jejarinya. Selain tembaga, scandium dan petak juga memperlihatkan karakteristik yang cukup baik. Detektor emas, indium dan cobalt menunjukkan sifat faktor perisai diri termal yang cukup baik (Gambar 4.a) karena memperlihatkan kurva yang tidak terlalu curam. Di antara bahan-bahan detektor tersebut, dysprosium menunjukkan karakteristik grafik faktor perisai diri dan nisbah cadmium yang sangat curam, yang berarti faktor perisai diri termalnya tidak sebaik bahan tersebut. Basil pengukuran fuks dan spektrum neutron Penerapan koreksi faktor perisai diri (FPD) pada pengukuran distribusi fluks neutron diplot pada Gambar 5.a. clan 5.b [12]. Gambar-gambar tersebut merupakan plot dari basil pengukuran distribusi fluks neutron di posisi iradiasi clan di elemen bakar teras RSG-GAS. Sumbu x menyatakan besamya fluks neutron clan sumbu y menyatakan posisi aksial teras sesuai dengan ketinggian teras aktif reaktor. Adanya batang kendali pada posisi sekitar 270 mm menyebabkan adanya gangguan terhadap distribusi cosinus fluks neutron arab aksial. Pada Gambar 5.a., penerapan koreksi FPD pada distribusi fluks di posisi iradiasi mengoreksi harga-harga fluks neutron baik termal maupun epitermal, namun kecenderungannya akan fluks termal lebih besar dari fluks epitermal tidak berubah. Fenomena lebih besarnya fluks termal dari pada fluks epitermal di posisi iradiasi itu sesuai dengan kondisi yang sebenamya bahwa pada posisi tersebut terjadi moderasi neutron yang cukup besar. Sebaliknya pada posisi elemen bakar, sebelum dilakukan koreksi FPD, fluks neutron termal tetap lebih besar dari pada fluks neutron epitermal. Hal itu sangat bertentangan dengan kenyataan bahwa pada posisi elemen bakar, neutron-neutron yang barn lahir dari basil belah bahan bakar reaktor belum banyak mengalami moderasi, sehingga jumlah fluks neutron epitermal seharusnya lebih besar dari pada fluks termal. Dengan penerapan koreksi FPD keadaan tersebut dapat diperbaiki, sehingga fluks neutron epitermal lebih besar dari pada fluks neutron termal (Gambar 5.b.). Apabila distribusi aksial fluks neutron seperti pada Gambar 5.a. clan 5.b. direratakan maka diperoleh harga fluks neutron termal clan epitermal pada posisi teras tersebut. Pererataan kearah aksial tersebut untuk tiap-tiap posisi teras yang terukur maka diperoleh distribusi radial fluks neutron teras RSG-GAS. Hasil pengukuran distribusi radial fluks neutron termal clan epitermal teras RSG-GAS setelah penerapan FPD ditampilkan pada Gambar 6 [12]. Pada gambar tersebut terlihat bahwa fluks neutron termal di seluruh posisi iradiasi lebih besar dari pada fluks neutron epitermal, demikian sebaliknya di posisi elemen bakar, fluks neutron epitermallebih besar dari pada fluks neutron termal. 64
9 Penerapan koreksi FPD dalam penentuan spektrum neutron dapat dilihat dari Gambar 7 [13]. Pada gambar spektrum neutron yang belum diterapkan koreksi FPD (garis putus-putus) terlihat bahwa terdapat puncak clan lembah yang cukup tinggi clan dalam di samping jumlahnya cukup banyak pada daerah energi epitermal. Hal itu dikarenakan oleh adanya serapan-serapa neutron yang cukup besar oleh detektor aktivasi yang digunakan dalam penentuan spektrum neutron tersebut. Padahal puncak clan lembah tersebut yang terdapat pada spektrum neutron bukan merupakan hal yang sebenarnya, karena spektrum yang ditampilkan adalah spektrum neutron pada posisi iradiasi yang relatif jauh dari pengaruh serapan-serapan oleh bahan struktur reaktor apa lagi bahan penyerap kuat. Dengan demikian munculnya puncak clan lembah pada spektrum yang terukur semata-mata disebabkan oleh adanya serapan-serapan pada daerah resonansi detektor aktivasi yang digunakan. Dengan penerapan koreksi FPD adanya puncak clan lembah tersebut dapat dihindari sehingga dapat memberikan suatu bentuk spektrum neutron yang sesuai dengan kondisi yang sebenarnya. KESMPULAN 1. Besarnya faktor perisai diri sangat bergantung ke arah positif terhadap tampang lintang serapan bahan detektor aktivasi clan bergantung ke arah negatif terhadap ketebalan (bentuk keping) atau jejari (bentuk kawat) detektor aktivasi. 2. Berdasarkan karakteristik faktor perisai diri clan nisbah cadmium terhadap ketebalan keping atau jejari detektor kawat, bahan tembaga menunjukkan sifat yang paling baik, namun memiliki kelemahan yaitu karena tam pang lintang serapannya sangat kecil. Maka pada penggunaannya dalam pengukuran fluks dill1 spektrum neutron hanya pada posisi-posisi yang diperkirakan fluks neutronnya lebih besar clan atau memerlukan waktu iradiasi yang lebih lama jika dibadingkan dengan penggunaan bahan detektor emas. 3. Penerapan koreksi perisai diri akan sangat berarti terutama pada pengukuran fluks neutron di posisi elemen bakar yang menghasilkan fluks neutron epitermal yang lebih besar dari fluks neutron termal, clan hal ini sangat didukung oleh hasil perhitungan. 4. Penerapan koreksi faktor perisai diri pada pengukuran spektrum neutron akan mengeliminir puncak clan lembah pada daerah epitermal yang disebabkan oleh serapan neutron pada puncak resonansi detektor aktivasi deng.an demikian hasil pengukuran spektrum neutron sesuai dengan kondisi yang sebenarnya. 65
10 DAFTARPUSTAKA 1. K.H. BECKURTS alld K. WRTZ, Neuton Physics, Springer-Verlag, New York, (1964) 2. AEA TECH. REP., SERES NO.1 07, Neutron Fluence Measurement, (]970) 3. E.M. ZSOLNA Y, Neutron Flux and Spectrum Measurement by Activation Method, Lecture note for the RTC on Calculation and Measurement of Neutron Flux for Research Reactors, Jakarta, September 27 to October ]5, (]993) 4. OAK RDGE NATONAL LABORATORY, RSC Computer Code Collection SAND-- Neutron Flux Spectra Determination by Multiple Foil Activation, terative Method, CCC-] 12 AFWL-TR 67-41, Volume -V BNWL J.H. BAARD, W.L. ZUP and H.J. NOLTHENUS, Nuclear Data Guide for Reactor Neutron Metrology, Kluwer Academic Publishers, Netherlands, (1989) 6. Reactor Experiments, nc., "Compilation of neutron Detector Materials", Bulletine B-44N, San Carlos, April, (1985) 7,. Curtis F. Gerald / Patrick O. Wheatley,"Applied Numerical Analysis", Addison-Wesley Publishing Company, California, (1984) 8 AMR HAMZAH dad TA BUrn RADY ANT, Penentuan Faktor Perisai Diri Berbagai Keping Aktivasi Menggunakan Bentuk Spektrum Sistem Rabbit RS-l Teras RSG-GAS, Prosiding Pertemuan dad Presentasi lmiah Penelitian Dasar lmu Pengetahuan dad Teknologi Nuklir, PPNY, Yogyakarta, April (1993) 9-.TA BUrn RADY ANT dad AMR HAMZAH, Program perhitungan faktor perisai Diri Keping Aktivasi Neutron, Prosiding Lokakarya Komputasi dad Sains Teknologi NuklirV, Jakarta, 2 dad 3 Februari (1994) 10. AMR HAMZAH dad TA BUrn R., Program Perhitungan Faktor Perisai Diri Probe Silinder, Prosiding Lokakarya Komputasi dad Sains Teknologi NuklirV, Jakarta, 24 dad 25 Februari (1995) 11. AMR HAMZAH, TA BUrn R. dad S. PNEM, Penentuan Karakteristik Faktor Perisai diri dad Nisbah Cadmium Probe Silinder, Prosiding Pertemuan dad Presentasi lmiah Penelitian Dasar lmu Pengetahuan dad Teknologi Nuklir, PPNY, Yogyakarta, April (1996) 66
11 12. AMR HAMZAH dkk., Pengukuran Oistribusi Fluks Neutron di RSG-GAS, Laporan penelitian tahun 1996/1997, Pusat Reaktor Serbaguna -BAT AN 13. AMR HAMZAH, Pengukuran Fluk clan Spektrum Neutron di Fasilitas Dopping Silikon RSG-GAS, Prosiding Seminal keempat Teknologi clan Keselamatan PL TN serta Fasilitas Nuklir, Jakarta 10- Desember (1996) 67
12 No, ~ Tabel Hasil perhitungan dan pengukuran aktivitas serta FPD beberapa jenis detektor keping. / Tabel 2. Hasil pengukuran dan perhitungan aktivitas, faktor perisai diri (FPD) dan nisbah cadmium (Rcd) detektor silinder emas. Dc "Cd Hit. B~da (%} 2 8;4 2;5 4..'9;8 68
13 detektor aktivasi $0 ~ Gambar Efek perisai diri pada detektor aktivasi. ;jerhitungan selp J Data / detektor /.-- L-r / ~--~perh~nganl FPD SAND j)(e) Gambar 2. Diagram alir perhitungan FPD serta penentuan fluks dan spektrum neutron. 69 ~
14 1.2 '- '5 ";0 '" "': Q) co. '0 ~ ro u. " "' ndium --Cobalt -.-Emas -*-Tembaga Dysprosium Tebal keping (cm) Gambar 3.a. Faktor Perisai diri termal terhadap ketebalan keping. --ndium --Cobalt -.-Emas ~Tembaga Dysprosium Gambar 3.b. Faktor perisai diri epitermal terhadap ketebalan keping. 70
15 " :S 08. iv.~ ~06 () ~.. u Jejari detektor (cm) Gambar 4.a. Faktor perisai diri termal terhadap jejari detektor silinder :~ 0.8 "C.m "' c: &06 0 ~ ~ Jejari detektor Gambar 4.b. Faktor perisai diri epitermal terhadap jejari detektor silider.
16 Gambar 5.a. Distribusi aksial fluks neutron termal clan epitermal tanpa clan dengan koreksi FPD di posisi iradiasi teras RSG-GAS. Gambar S.b. Oistribusi aksial tluks termal dan epitermal tanpa dan denga koreksi FPO di posisi elemen bakar teras RSG-GAS. 72
17 K J ~ H F E D c B 0 2 A Keterangan x,xx = fluks neutron terma! (1014 n/cm2/det) y,yy = fluks neutron epitermal (1014 n/cm2/det) Gambar 6. Hasil pengukuran distribusi radial fluks neutron terrnal dan epitermal teras RSG-GAS. 5' 1 E+24 ) ~." ) 1 "C N E ~1 c e :5 1 ) c '" ~ :J 1 ~ m a: 1 E+21 E+18 E+15 E+12 E+O9 1.E-10 Tanpa koreksi FPD Dengan koreksi FPD 1.E-O8 1.E-O6 1.E-O4 1.E-O2.~ 1.E+OO 1.E+O2 Energi neutron (MeV) Gambar 7. Spektrum neutron tanpa clan dengan koreksi FPD..,~
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 terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih terperinciPENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI
PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Dian Filani Cahyaningrum 1), Riyatun
Lebih terperinciBAB 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 terperinciOleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN ANALISIS SENSITIVITAS SAND-II, PAKET PROGRAM UNFOLDING YANG DIGUNAKAN PADA PENGUKURAN
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM
196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN
Lebih terperinciDISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY
Prosiding Seminar Telaw/ogi dan Kese/amatan PLTN serta Fasilitas Nuklir PRSG, PPTKR -BAIAN DISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY Oleh Amir Hamzah, Ita Budi Radiyanti, Surian Pin em,
Lebih terperinciPengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)
Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 7 Serpong, 27 Oktober 2009 ISSN : 1411-1098 Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran /
Lebih terperinciANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT
ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI FASILITAS PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM PRODUCTION (SAMOP) REAKTOR KARTINI Disusun Oleh : Dian Filani Cahyaningrum M0213023
Lebih terperinciSIMULASI 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 terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciJurnal 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 terperinciAnalisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya
Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN 0854-0675 Volume14, Nomor 4, Oktober 006 Artikel Penelitian: 155-159 Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini
Lebih terperinciPENENTUAN 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 terperinciSIMULASI 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 terperinciPENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM SUTRISNO, SARWANI, SALEH HARTAMAN, ASNUL SUFMAWAN Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN,
Lebih terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciPENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS
PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS Amir Hamzah 1), Anis Rohanda 1), Jaka Iman 2) 1) Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN
Lebih terperinciSIMULASI 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 terperinciPenentuan 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 terperinciPenentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Prihatin Oktivasari dan Ade Agung Harnawan Abstrak: Telah dilakukan penentuan kandungan
Lebih terperinciANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR
Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 123 ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) - BATAN
Lebih terperinciSpesifikasi 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 terperinciANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI DAN SUNARKO Pusat Reaktor Serba Guna Abstrak ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET
Lebih terperinciPENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI
PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.
Lebih terperinciANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciPEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI
PEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI Diajukan kepada Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Negeri Yogyakarta Untuk Memenuhi Sebagian
Lebih terperinciPENENTUAN 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[ 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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciKAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON
KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON
Lebih terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN
Lebih terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih terperinciBAB 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 terperinciBAB 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 terperinciUJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK
UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK Gatot Praptoriadi, Hudi Hastowo, Kumia Putranta, Dewanto Saptoadi ABSTRAK UJI BENCHMARK TERMOHlDRAULIKA TERAS KERJA RSG-GAS DALAM
Lebih terperinciPeak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko
; Widyanuklida Vol. 8. No. )-2 Desernber 2007 Penentuan Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko Yustina Tri Handayani Pusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional Abstrak Penentuan
Lebih terperinciANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY
ISSN 978-076 ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 530, Banten
Lebih terperinciANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K 0 -NAA
ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K 0 -NAA Sri Murniasih 1), Roto 2), Agus Taftazani 1), Th. Rina M. 3), Sutisna 3) 1) Pusat Sains dan Teknologi Akselerator BATAN
Lebih terperinciOPTIMASI 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 terperinciOPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI
Lebih terperinciBab 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 terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON TERMAL DI FASILITAS SILIKON DOPING RSG G.A. SIWABESSY
EVALUASI FLUKS NEUTRON TERMAL DI FASILITAS SILIKON DOPING RSG G.A. SIWABESSY Jaka Iman 1, Asnul Sufmawan 2, Kawkab Mustofa 3 Pusat Reaktor Serba Guna BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 31, Serpong, Tangerang
Lebih terperinci1BAB 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 terperinciPenentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium
Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium Tjipta BATAN Serpong, Jakarta E-mail: tjipta60@gmail.com Abstract The purpose of this study was to determine
Lebih terperinciPenentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller
Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN Artikel 0854-0675 Penelitian Volume 15, Nomor 2, April 2007 Artikel Penelitian: 73-77 Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller M. Azam 1,
Lebih terperinciANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: soe-tris@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS IRADIASI TARGET
Lebih terperinciPENGEMBANGAN 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 terperinciVERIFIKASI 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 terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciR and D Project Comissioning fasilitas Uji In vitro dan In Vivo BNCT di Beamport tembus Reaktor Kartini
R and D Project Comissioning fasilitas Uji In vitro dan In Vivo BNCT di Beamport tembus Reaktor Kartini 1. Sub-sistem kolimator 2. Sub sistem Biological Shielding 3. Sub-sitem Intrumentation and control
Lebih terperinciINTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI
INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI Disusun Oleh : ERMAWATI UNIVERSITAS GUNADARMA JAKARTA 1999 1 ABSTRAK Dalam mendesain semua sistem nuklir, pelindung radiasi, generator isotop, sangat tergantung dari jalan
Lebih terperinciJurnal 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 terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEU GUNAAN REAKTOR KARTINI PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. Widarto
386 ISSN 0216-3128 Wit/arta ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEU TRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDA YA- GUNAAN REAKTOR KARTINI Widarto Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta
Lebih terperinciEV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong
EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong ABSTRACT EV ALUA TION OF THE POWER EXCURSION DUE TO CHANGE OF THE KINETIC PARAMETERS
Lebih terperinciSIMULASI 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 terperinciANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL
186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR
Lebih terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciKonduksi Mantap 2-D. Shinta Rosalia Dewi
Konduksi Mantap 2-D Shinta Rosalia Dewi SILABUS Pendahuluan (Mekanisme perpindahan panas, konduksi, konveksi, radiasi) Pengenalan Konduksi (Hukum Fourier) Pengenalan Konduksi (Resistensi ermal) Konduksi
Lebih terperinciIDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM BERAT Fe, Cr, Mn, Mg, Ca, DAN Na DALAM AIR TANGKI REAKTOR DENGAN METODE NYALA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM (SAA)
216, dkk. IDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM BERAT,,,,, DAN DALAM AIR TANGKI REAKTOR DENGAN METODE NYALA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM (SAA), Kris Tri Basuki dan A. Purwanto P3TM BATAN ABSTRAK IDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM
Lebih terperinciPROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210
ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA
Lebih terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciKONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI
KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI Alfian, Sutisna Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gedung 43, Serpong, Tangerang 15314 E-mail
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com
Lebih terperinciBAB 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 terperinciAnalisis 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
88 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kimia analitik memegang peranan penting dalam perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Sebagian besar negara memiliki laboratorium kimia analitik yang mapan
Lebih terperinciPEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Urania Vol. 20 No. 2, Juni 2014 : 56-108 PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira *, Sri Ismarwanti *, Asnul Sufmawan **, Kawkap
Lebih terperinciREAKTOR 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 terperinciOXEA - Alat Analisis Unsur Online
OXEA - Alat Analisis Unsur Online OXEA ( Online X-ray Elemental Analyzer) didasarkan pada teknologi fluoresens sinar X (XRF) yang terkenal di bidang laboratorium. Dengan bantuan dari sebuah prosedur yang
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penggunaan batubara sebagai sumber energi pada unit tabung pembakaran (boiler) pada industri akhir-akhir ini menjadi pilihan yang paling diminati oleh para pengusaha
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB II KAJIAN PUSTAKA. Neutron adalah zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai
A. Kajian Teoritis BAB II KAJIAN PUSTAKA 1. Neutron Neutron adalah zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan listrik. Atom tersusun dari proton, neutron dan elektron. Proton dan neutron
Lebih terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
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
Lebih terperinciBab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo
Bab II Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo Metoda monte carlo adalah suatu metoda pemecahan masalah fisis dengan menirukan proses-proses nyata di alam memanfaatkan bilangan acak/ random. Jadi metoda
Lebih terperinciDETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR
170 Indo. J. Chem., 00, (), 170-174 DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR Penentuan Batas Deteksi Unsur N, P,
Lebih terperinciPERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini (1) dan Dian Anggraini (1)
Lebih terperinciI= 10exp {-(IlJr). Lx)}
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamalnn PLTN serln Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februarl1993 PRSG. PPTKR - BATAN ANALISIS PEMBANGKITAN BAHANG GAMMA (GAMMA HEATING) TERAS RSG GAS Oleh Setlyanto, Hudihastowo
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPREDIKSI UN FISIKA V (m.s -1 ) 20
PREDIKSI UN FISIKA 2013 1. Perhatikan gambar berikut Hasil pengukuran yang bernar adalah. a. 1,23 cm b. 1,23 mm c. 1,52mm d. 1,73 cm e. 1,73 mm* 2. Panjang dan lebar lempeng logam diukur dengan jangka
Lebih terperinciBERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.85, 2014 BAPETEN. Penanganan. Penyimpanan. Bahan Bakar Nuklir. Reaktor Non Daya. Manajemen Teras. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG
Lebih terperinciDiterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014
ISSN 1411 240X Desain teras alternatif untuk reaktor... (Iman Kuntoro) DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi
Lebih terperinciSELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP
Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray
Lebih terperinciFABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P
PRIMA Volume 10, Nomor 1, Juni 2013 ISSN : 1411-0296 FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P Gunarwan Prayitno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Kawasan PuspiptekSerpong,
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPENGARUH 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 terperinciBAB 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 terperinciPERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN
Persiapan Fasilitas Doping (Suwarto) PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto PRSG-BATAN ABSTRAK PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILOKON RSG-GAS Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat
Lebih terperinciLATIHAN UJIAN NASIONAL
LATIHAN UJIAN NASIONAL 1. Seorang siswa menghitung luas suatu lempengan logam kecil berbentuk persegi panjang. Siswa tersebut menggunakan mistar untuk mengukur panjang lempengan dan menggunakan jangka
Lebih terperinciSistem Pencacah dan Spektroskopi
Sistem Pencacah dan Spektroskopi Latar Belakang Sebagian besar aplikasi teknik nuklir sangat bergantung pada hasil pengukuran radiasi, khususnya pengukuran intensitas ataupun dosis radiasi. Alat pengukur
Lebih terperinci