ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI"

Transkripsi

1 /04 ISSN Suwala, du. ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK ANALISIS TAMPANG LlNTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TERE VAL UASI. Telah dilakuknn analisis data tampang lintang multi-kelompok isotop utama yaitu,h yang teriknt dalam air, xalol, /JAf"'l, 92cYJ5 dan 92V2JX melalui perhitungan benchmark. Perhitungan benchmark dilakuknn dengan program WIMS/D-5B 172 energi kelompok. Pustakn data tampang lintang yang digunaknn adalah ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2. dan JEF-3.1. Sebagai pustakn reftrensi digunaknn IAEA-L1B. Benchmark dilakuknn menggunaknn sel bahan baknr Val di fasilitas JAERIITCA dan BAPLlTRX. Maknlah ini menyajiknn hasil perhitungan yang menunjukknn perbedaan-perbedaan kelima isotop dalam parameter laju reaksi untuk semua jenis data nuklir. Terlihat jelas bahwa parameter sel reaktor termal sangat sensitif terhadap isotop-isotop yang memiliki perbedaan tampang lintang di daerah energi termal dan di daerah resonansi. Hasil perhitungan menunjukknnjile JEF 3. I memberiknn nilai k.tf yang paling deknt dengan data eksperimen. Kala kunci: tampang lintang multi-kelompok, WIMSDL/B, program WIMS/D-5B, IAEA-L1B, JAERIITCA, BAPLlTRX. ABSTRACT ANALYSIS OF MULTIGROUP CROSS-SECTJONS FOR FIVE MAIN ISOTOPES FROM SEVERAL EVALUATED NUCLEAR DATA FILES. Multigroup nuclear data cross-sections analysis for jive important isotopes i.e.,h bound in water, xalo',,~flo', 92V2J5 and 9]VlJR has been done through benchmark calculation. WIMS/D-5B code was employed to carry out the benchmark calculation using 172 multigroup energies. The multigroup libraries taken were ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 and JEF-3. I Jiles produced by IAEA. The multigroup library IAEA-L/B was chosen as a reference. Water-moderated uranium oxide (VOJJ critical lattice JAERI-TCA and BAPLlTRX were used in the benchmark calculation. This paper presents the results of the calculation for the reaction rate parameter of the jive isotopes with references of all nuclear data types used. It is clear that the thermal reactor cell parameter is very sensitive on isotopes having cross-section differences in thermal energy and resonance regions. The calculation result indicates thatthejile JEF-3.1 gives the closest k<jfvalue to the experimental data. Kevwards: Multigroup cross-sections, WIMSDLlB, WIMS/D-5B code, IAEA-L/B, JAERIITCA, BAPLITRX PENDAHULUAN Interaksi menyebabkan neutronberbagai dengan macam inti suatureaksi atom nuklir dapat dengan keboleh-jadian reaksi neutron-nuklir dinyatakan dengan besamya tampang lintang sebagai fungsi dari energi neutron. Kebergantungan tampang lintang reaksi neutron terhadap energi serta banyaknya isotop-isotop yang digunakan dalam analisis reaktor nuklir menjadikan data tampang lintang neutron (neutron cro~s-sections) merupakan kumpulan data yang sangat penting peranannya dalam perhitungan neutronik fisika reaktor, perisai dan lainnya[j]. Untuk mendukung keperluan tersebut di atas, maka evaluasi dan penelitian yang mendalam terhadap tampang lintang data nuklir khususnya isotop yang sering digunakan dalam perhitungan fisika reaktor mutlak dilakukan. Evaluasi dan penelitian tampang lintang data nuklir ini meliputi pembandingan, pemilihan dan perata-rataan data tampang lintang. Kumpulan data nuklir tervealuasi tersebut dikenal dengan Evaluated Nuclear Data File (ENDF). File ENDF dalam bentuk multikelompok yang terbentuk dalam WIMSDLlB yang telah diproses IAEA[2] dan tersedia seperti ENDF/B-VI.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1. File ENDF/B-VI.8 ini adalah file data nuklir hasil evaluasi baru yang merupakan hasil pembaruan dari Prosiding PPI - PDIPTN 2006

2 Suwata, dkk. ISSN tile data nuklir terevaluasi sebelumnya (ENDF/B IV, ENDF/B-V, ENDF/B-VI.7). File ENDF/B-VI.8 diluncurkan pada bulan Oktober 200 I dan pada tahun 2006 ini akan diperbarui lagi dengan versi ENDF/B-VII. Sedangkan file JENDL-3.2 yang diluncurkan sejak Oktober 1994 merupakan versi baru lanjutan dari JENDL-I, JENDL-2 dan JENDL-3.1 yang terbit sebelumnya. File JENDL 3.3 merupakan versi terbaru saat ini yang diluncurkan pad a Mei 2002, namun hingga kini penulis belum memperoleh dari IAEA dalam bentuk tampang lintang muti-kelompok untuk program WIMS/D-5B. File JEF-2.2 diluncurkan pada Januari 1992 dan JEF-3.1 merupakan versi paling baru dari Joint Evaluated File (JEF) yang diluncurkan pad a bulan Mei 2005 yang lalu. File data terse but harus dibentuk dalam bentuk multikelompok (69 atau 172) sebelum digunakan dalam program WIMS/D-5B. Ketelitian dan keakuratan perhitungan neutronik fisika reaktor salah satunya dipengaruhi oleh ketersediaan dan keakuratan data tam pang lintang yang digunakan. Dalam perhitungan sel bahan bakar dengan WIMS/D-5B, diperlukan pustaka data tampang lintang nuklir multikelompok dalam format WIMSDLlB. Pustaka WIMSDLlB ini memuat konstanta tampang lintang multi-kelompok data nuklir yang harus disesuaikan dengan hasil evaluasi data nuklir yang baru[3.4 5]. Pada makalah ini akan dibahas dan dianalisis tampang lintang multi-kelompok melalui perhitungan benchmark sel bahan bakar di JAERI/TCA dan BAPLITRX dengan WIMS/D-5B menggunakan 172 kelompok energi untuk isotop utama yang sering digunakan dalam perhitungan fisika reaktor seperti )H (yang terikat dalam air), 800a\ I3Alna\92U235dan nu238. Isotop hidrogen dan oksigen banyak digunakan sebagai bahan moderator dalam bentuk H20, sedangkan aluminium banyak digunakan sebagai bahan struktur (kelongsong) dan isotop uranium sebagai bahan utama bahan bakar dalam bentuk uranium dioksida (U02). Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui dan mengkaji tampang lintang multikelompok yang paling baik pada masing-masing file data nuklir yang digunakan dalam perhitungan. PUST AKA WIMS/D-5B Program WIMS/D-5B dalam penggunaannya memerlukan pustaka tampang lintang data nuklir multi-kelompok (WIMSDLlB) dengan jumlah kelompok energi sebanyak 69 maupun 172. Dalam perkembangannya selalu diperbarui sesuai dengan data isotop hasil evaluasi yang baru. Pustaka tam pang lintang multikelompok yang digunakan dalam analisis ini terbentuk dalam WIMSDLlB dengan 172 kelompok energi yang telah diproses dan dibuat oleh IAEA menggunakan program pengolah data nuklir NJOY99[5.6j melalui salah satu modulnya yaitu WIMSRP). Struktur kelompok energi pad a pustaka data WIMS/D untuk 69 dan 172 kelompok energi di tampilkan dalam Tabel I. Tabel 1. Pembagian struktur kelompok energi pada pustaka data WIMSDLlB Kelompok9,118 4Daerah ev 10'5 9, key - ev Kelompok 9, '5 kelompok energil21 ev -4 key 20 Jumlah ev -42 key47 80 MeV45 Jumlah 9, MeV kev Kelompok 69 kelompok energil81 PERHITUNGAN BENCHMARK Untuk melakukan evaluasi dan penelitian pustaka tampang lintang multi-kelompok WIMS/D 5B dilakukan melalui perhitungan benchmark perangkat kritis sel bahan bakar yang tersedia di fasilitas TCA - JAERI (Tank type Critical Assembly - Japan Atomic Energy Research Institute) Jepang dan di fasilitas TRX di BAPL (Bettis Atomic Power Laboratory) Westinghouse-USA[2]. Perangkat kritis JAERI/TCA dan BAPLlTRX dipergunakan sebagai bahan untuk menguji, meneliti dan mengevaluasi tampang lintang multi-kelompok pustaka data nuklir WIMSDLlB dengan program WIMS/D-5B. Analisis tampang lintang multi~kelompok didasarkan pada parameter yang dihasilkan dalam perhitungan benchmark dengan WIMS/D-5B seperti kefl (faktor multiplikasi efektif), {JR (rasio laju reaksi epithermal terhadap tangkapan radiasi 238U). 85 (rasio laju reaksi epithermal terhadap fisi 23SU), 811 (rasio laju reaksi fisi 238u terhadap fisi 23SU) dan C* (rasio laju reaksi tangkapan radiasi 238Uterhadap fisi 23SU). Prosiding PPI - PDIPTN 2006

3 /06- ISSN SUWOlo, dkk. Data lengkap spesifikasi teknis perangkat kritis TCA/JAERI clan BAPLlTRX yang dipergunakan dalam perhitungan benchmark masing-masing dinyatakan dalam Tabel 2 dan Tabel 3. Tabel2.Data Teknis Perangkat Kritis di fasilitas JAERlrrCA Tabel 3. Data Teknis Perangkat Kritis di fasilitas BAPLrrRX Geometri kisi Bahan bakar Konsentrasi isotopik bahan bakar (atoms/em3) & BAPLlTRX Tabel 4. HasH perhitungan benchmark kritikalitas JAERlrrCA dan BAPLrrRX dengan program WIMS/D-5B-0, , Kisi 0,0829/ 8R o0,05936 IP8J k_ *C 1,9779 /,4248 0,4953 1/ , , , , , ,08/84 0, , , , /6 0, , , , ,05783 /,4/78 1,9648 /.4/89 /,4// /,4223 1,9682 0,8// 0,8/82 0,8/56 0,8/67 0,8094 0,4993 1,9575 1,9740 0,4978 0,4981 0, / 1 1,00000 Keteram!an: Baris alas perhitungan untuk JAERI/TCA dan baris bawah untuk BAPLlTRX. Proslding PPI PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

4 Suwala, dkk. ISSN HASIL DAN PEMBAHASAN Perhitungan benchmark yang dilakukan dengan program WIMS/D-5B menggunakan 172 Tabel 4 menunjukkan semua perhitungan dengan menggunakan pustaka tampang lintang multi-kelompok JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1 memberikan hasil keff yang sangat baik (rata-rata dibawah 0, I%). Untuk kedua model perhitungan, file ENDF/B-VI.8 memberikan kefj sedikit lebih rendah 0,5% terhadap hasil perhitungan dengan IAEA-LiB. Hasil-hasil perhitungan terse but tentunya dipengaruhi oleh data tampang lintang masing-masing isotop penyusunnya, khususnya untuk daerah energi termal. Dari Tabel 4 tampak bahwa file JEF-3.1 memberikan hasil yang paling baik di antara file data lainnya, termasuk IAEA LIB. Dalam analisis tam pang Iintang multikelompok yang akan dilakukan dibagi menjadi 3 (tiga) yaitu daerah energi termal (10.5 ev - 4 ev), daerah energi resonansi (4 ev - 9 kev) dan daerah energi cepat (9 key - 20 MeV). Tampang lintang multi-kelompok IAEA-LiB diambil sebagai bahan referensi dalam semua analisis, hal ini sesuai dengan yang direkomendasikan oleh IAEA[21. Tampang lintang Hidrogen Untuk isotop hidrogen yang terikat dalam air, perbedaan tam pang Iintang serapan tidak banyak mengalami perbedaan antara file data nuklir satu dengan lainnya pada semua daerah energi. Sedangkan pada tam pang Iintang hamburan (scattering), file JEF-2.2 dan JEF-3.1 untuk daerah energi termal lebih rendah hingga 8 % dibanding file data lainnya, seperti tampak pada Gambar 1. Untuk file data lainnya tidak ada perbedaan yang signifikan (di bawah 2% terhadap IAEA-LlB). kelompok energi memberikan hasil beberapa parameter seperti kejj. {p, cp, 88dan C* (rasio laju reaksi tangkapan radiasi 238U terhadap fisi 2J5U) seperti pada Tabel 4 di atas. Tampang Iintang Oksigen Untuk tam pang Iintang isotop oksigen, khususnya tampang lintang serapan pada file JENDL-3.2 tampak ada perbedaan yang signifikan untuk daerah energi resonansi hingga daerah energi cepat (mulai 10 ev hingga sekitar 2 MeV), yaitu mencapai 5,07xl05 % pada energi 2,2 MeV, seperti tampak pad a Gambar 2. Sedangkan untuk file JEF 2.2 pada energi 10 MeV lebih tinggi 20% di atas ENDF/B-VI.8 maupun IAEA-LiB. Gambar 2. Perbedaan tam pang lintang serapan ao"al terhadap fa EA-L1 B. Sedangkan untuk tam pang Iintang hamburan 80n8\ jika dibanding dengan IAEA-LlB, file JENDL-3.2 pad a energi termal hingga energi cepat (100 key) lebih rendah sekitar 2%, sedangkan energi di atasnya sedikit fluktuatif hingga terjadi perbedaan 15 % lebih tinggi pada energi 400 key, seperti tampak pada Gambar 3. File data lainnya relatif sarna tanpa perbedaan yang berarti (di bawah 1%). I-.l:tfl>" _H..h... t,iii.":jo,~~_._:t,.1c. ' -'liii<j,j _,1 " 4 _''''.~t.1-" II~.I:o, _.~tii' ''''. "n. t. IItO.IJo..::tn. _njohlt IIH~."_U! ' I 1'1 I'~ ~ W A _, 1..I..,.. "..',-, '.. ", "" ~. II.'._. _....,., -- -.~.. ",.-. '".- ~,_ -~_~V.".'~ "Y "'n, "Y " 1 "'.'1 "v Gambar 3. Perbedaan (%) tampang Iintang hamburan ao"al terhadap faea-lfb. Gambar I. Perbedaan (%) tam pang lintang hamburan H terhadap faea-l1b. Tampang lintang Aluminium Perbedaan tampang lintang serapan beberapa file data nuklir terhadap IAEA-LiB untuk Prosiding PPI PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 Jull 2006

5 /08 ISSN Suwata, dkk. aluminium (nalnal) dinyatakan pada Gambar 4. Perbedaan menyolok terjadi pada semua file data nuklir terhadap referensi (IAEA-LIB) terutama pad a energi di atas daerah resonansi (mulai 100 ev). Pad a daerah energi cepat sekitar 5 key dan 9 ke V semua file data lebih rendah hingga 100%, sedangkan pad a energi sekitar 7 ke V lebih tinggi hingga 2 kali Iipat dibanding file data referensi (IAEA-LIB). Untuk tampang Iintang hamburan aluminium (13Alnal),perbedaan maksimum terjadi pada daerah energi 250 key yaitu lebih tinggi sekitar 85% (JEF 2.2) terhadap IAEA-LIB, seperti pada Gambar 5. Untuk daerah energi termal, perbedaan antara file satu dengan lainnya relatif rendah sekitar 8% lebih tinggi dari IAEA-LIB. "., ,... " '...,..... '!".'.. _~.' ttt, p.n "'_"" v Gambar 4. Perbedaan (%) tampang lintang serapan 1.0ralterhadap IAEA-LIB. i ;.",»'.., ro!.oto.'.ll1: lalla. ~.,_.AIIo ~.1'JtJf(.ru' u 1_.At> _.~,JI:.I".tl, AI_.Ah. ~.:I"11C JI>NI.I. JiI.AI_. _.2'J:11I: oleh parameter resonansi yang berbeda-beda di antara file satu dengal1lainnya.! ;.t!_'u'.,".!_~". ::to..._"'.. '.II.., n,i'._.~,.<"«"/"'1'. ",_.)"111. -no "II~."oo>_,A.n:.. 1==::-:;t~I.:,:-_~.~:~:::~.::.~:::... ~. ~ '"~., '".',... ~ ~. ". ~ I': I Gambar 6. Perbedaan (%) tampang lintang serapan 92U2.15 terhadap IAEA-LIB Perbedaan untuk tampang lintang fisi num di daerah energi termal relatif besar hingga 12 % lebih tinggi (JEF-3.1) dan lebih rendah hingga 8 % (JENDL-3.2), seperti tampak pad a Gambar 7. Bahkan pada daerah energi resonansi (I ke V) perbedaan file JENDL-3.2 mencapai 20%. Sedangkan pada daerah energi cepat perbedaannya di bawah 5% terhadap IAEA-LIB. Untuk daerah energi termal dan resonansi hingga 500 ev,jile data ENDF/B-VI.8 di sekitar 4 ev memiliki perbedaan 8% dibanding IAEA-LIB. Hal ini menyebabkan perhitungan integral parameter kef! dengan file ENDF/B-VI.8, baik untuk sel bahan bakar di fasilitas JAERI/TCA maupun di BAPLlTRX memberikan hasil perhitungan k~tfyang lebih rendah bila dibandingkan hasil perhitungan dengan file data lainnya. Rendahnya kef! tersebut dipengaruhi juga oleh tingginya tampang lintang integral resonansi (Resonance Integral, RI) untuk 92Um seperti tampak pad a Tabel 5. Gambar 5. Perbedaan hamburan IAEA-L1B. (%) tam pang lintang Aluminium terhadap Tampang Iintang Uranium-235 (nu2j5) Perbedaan tam pang Iintang serapan untuk isotop 92U235terhadap file data lainnya terlihat pada Gambar 6. Untuk daerah energi termal perbedaan yang ada terhadap referensi tidak begitu signifikan (di bawah 2 %), kecuali file JEF-3.1 pada energi I ev terdapat perbedaan hingga 10% terhadap IAEA LIB. Sedangkan pada daerah resonansi dan daerah energi cepat ada perbedaan pada energi 2 key, yaitu untuk file JENDL-3.2 lebih rendah 20% sedangkan JEF-3.1 lebih tinggi 15% terhadap IAEA-LIB. Perbedaan-perbedaan file data nuklir satu dengan yang lainnya disebabkan diantaranya Gambar 7. Perbedaan (%) tampang Iintang fis; 92U2.1J terhadap IAEA-L1B. Dari Gambar 8 tampak bahwa tam pang Iintang hamburan 92U235fi1eJEF-3.1 pada daerah energi termal dan resonansi (2 key) lebih rendah hingga mencapai 20%. Sedangkan pad a file Prosldlng PPI PDIPTN 2006

6 isi - Suwala, dkk. ISSN JENDL-3.2 pada energi 2 key tampang lintang hamburan nu23s lebih tinggi sekitar 10%. Tampang Iintang Uranium-238 (92U238) Untuk daerah energi termal dan daerah resonansi terdapat perbedaan tampang lintang serapan nu238 relatif keeil (di bawah 4%). Di daerah yang mendekati mendekati 20 Me V baru terjadi perbedaan yang signifikan terhadap referensi, khususnya file JENDL-3.2 meneapai ± 50%. Perbedaan tampang lintang hamburan nu238 untuk semua file data nuklir terevaluasi (ENDF/B V1.8, JENDL-3.2, JEF-2.2 dan JEF-3.1) pada daerah energi termal rata-rata 3% lebih tinggi terhadap IAEA-L1B, sedangkan pada daerah resonansi dan daerah energi eepat bervariasi dengan rentang perbedaan hingga ± 10%, seperti pad a Gambar 9. Perbedaan menyolok tampak pada tam pang Iintang fisi nu238 pada semua rentang energi. Pada daerah termal hingga daerah energi resonansi file JEF-2.2, JEF-3.1 dan JENDL-3.2 tam pang Iintang fisi nu238 lebih rendah hingga meneapai 100%. Sedangkan pada daerah energi eepat, khususnya pada energi sekitar 250 key file JEF-3.1 memberikan perbedaan hingga 1900%. Perbedaannya tampang lintang pada daerah energi yang tinggi (fast region) ini kecil pengaruhnya terhadap parameter integnil, khususnya parameter k-elt untuk reaktor fisi termal, sebaliknya sangat besar pengaruhnya bila digunakan perhitungan pada reaktor eepat. Dari kelima isotop utama yang dikaji dan dianalisis, untuk nuklida yang bukan merupakan isotop resonan utama yaitu IH yang terikat dalam air, 80"al dan I3AI'''1 tampang lintang, baik total, hamburan maupun serapan tidak begitu besar perbedaannya (di bawah ± 8 %) terhadap IAEA LI B terutama untuk di daerah energi termal. Perbedaan tam pang lintang pada isotop yang tidak mempunyai parameter resonansi, apalagi perbedaannya relatif kecil tersebut tidak begitu mempengaruhi hasil perhitungan benchmark terhadap parameter integral, khususnya keff Perbedaan yang terjadi walaupun kecil, khususnya untuk isotop yang mempunyai parameter resonansi dan tampang lintang fisi (nu23s dan nu238) sangat mempengaruhi hasil perhitungan benchmark yang dilakukan. Sehingga pengkajian dan analisis tampang lintang pada daerah energi termal dan daerah resonansi bagian bawah sangat penting dilakukan, khususnya penerapannya pada reaktor termal. Sedangkan untuk daerah resonansi bagian atas dan daerah energi eepat sangat penting dalam perhitungan-perhitungan neutronik pada reaktor eepat (fast breeder reactor). Gambar 8. Perbedaan (%) tampang Iintang hamburan 92U235 terhadap IAEA-LI B...., Gambar 9. Perbedaan (%) tampang lintang hamburan 92U238 terhadap IAEA-LIB. Tabet :). t"erban<tme:an JENDL-3.2 Sumber Capture 98,66278,04 98,76278,61 98,81279,00 98,96276,04 2,720 2,717 2,670 3,35E-02 1,896E-05 1,70E-03 1,72E-03 6,46E-05 6,18E ,25 584,18 584,40 584,88 Capture Data2200 Fisi tampan 133,98 132,88 134,00 140,49 278,00 277,00 274,66 (RI, Resonance Tampang m/s tmtane: termat Iintang Inte1!ral), CL:LUUmts)<tan Integral barn Resonansi mtee:rat "- resonansl untuk. 91U 235 2J8 Proslding PPI PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 Jull 2006

7 I/O- ISSN Suwoto, dkk. ~ ~~ J.~ ~ 4 r" _t.hnf'.."., _,,.. _tau, lj,fi. I' _.t.!hi. -nl'u. ~~.,~.. -.~..,ft -13\, ,t,..,... 1f,,: _J",.vl.. 'U.I' i1111.t<".t"". tt,r. Gambar J O. Perbedaan (%) tam pang /intang ftsi 92U238terhadapIAEA-LIB KESIMPULAN Analisis tampang lintang multi-kelompok melalui perhitungan benchmark JAERI/TCA dan BAPLlTRX menggunakan pustaka WIMS/D-5B 172 kelompok energi dengan file JENDL-3.2, JEF 2.2 dan JEF-3.1 memberikan hasil kef] dengan kesesuaian yang tinggi (beda 0, 1%), sedang dengan ENDF/B-VI.8 berbeda 0,5% terhadap referensi IAEA-LIB. Walaupun demikian terlihat file JEF 3.1 memberikan hasil kefj paling baik diantara file data lainnya, jika dibandingkan dengan eksperimen. Hasil perhitungan sel bahan bakar reaktor termal sangat sensitif terhadap isotop-is0top yang memiliki perbedaan tam pang lintang di daerah energi termal dan di daerah resonansi. DAFT AR PUST AKA I. A. TRKOV, "Evaluated Nuclear Data Processing and Nuclear Reactor Calculations ", Workshop on Nuclear Reactor - Physics, Design and Safety, 1I April - 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. 2. A. TRKOV, "IAEA-TECDOC-DRAFT, Final Report of a Co-ordinated Research Project, WIMS-D Library Update", August SUWOTO, ZUHAIR DAN TUMPAL PANDIANGAN, "Pengolahan Data Nuklir Untuk Perhitungan Fisika Reaktor. Studi Awal Penambahan Pustaka WIMS/D-4 Dengan NJOY-PC", Prosiding Seminar Nasional Ke-9 Teknologi Dan Keselamatan PLTN Serta Pasilitas Nuklir, Jakarta, 20 Agustus 200l 4. SUWOTO, "Pengolahan Data Nuklir Untuk Pembangkitan Pustaka Tampang Lintang Multi-kelompok Program WIMS/D-5B", Presentasi I1miah - Jabatan Peneliti Muda, PPTN-Serpong, 28 Juni R. E. MACFARLANE, "READMEO" (December 31, 1999). 6. R. E. MACFARLANE AND D. W. MUIR, "The NJOY Nuclear Data Processing System Version 91", LA-I 2740-M (October 1994) 7. A. TRKOV, "Processing of Nuclear Data For Applications - WIMS/D Library Example", Workshop on Nuclear Reactor - Physics, Design and Safety, II April - 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. 8. KULIKOWSKA, T., "Lattice Cell Calculation, Slowing Down Theory and Computer Code WIMS; VVR Type Reactor", Workshop on Reactor Physics Design and Safety, II April 13 May 1994, ICTP, Trieste, ITALY. TANYAJAWAB RiiI Isaris - Apa manfaat penelitian ini? - Mengapa yang dianalisis hanya 5 isotop? Bagaimana dengan isotop yang lain? Suwoto - Manlaat penelitian ini adalah untuk mengetahui dan menganalisis tampang lintang multikelompok yang nantinya akan digunakan dalam perhitungan sel bahan bakar dengan program WIMS/D-5B. - Dipilih 5 (lima) isotop karena isotop-isotop ini sering digunakan dalam perhitungan fi.l'ika reaktor. H dan 0 dalam H]O, AI banyak digunakan dalam bahan struktur dan isotop U 235 dan U-238 banyak digunakan dalam bahan bakar sebagai UO], dan lain-lain. Prosiding PPI PDIPTN 2006

PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL

PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, dkk. ISSN - PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK

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

PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX

PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX 208 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir,

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma * Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI

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 KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL 186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR

Lebih terperinci

ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR

ANALISIS 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN. EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,

Lebih terperinci

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

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

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

Lebih terperinci

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

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN ABSTRAK PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

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

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE 82 Suwoto, dkk. PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE Suwoto, Zuhair dan Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek,

Lebih terperinci

Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY

Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Zuhair, Suwoto, dan Suharno Abstract: Criticality benchmark experiment at STACY critical facility

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI 38 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan

Lebih terperinci

PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K

PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(,) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT00K Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK

Lebih terperinci

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto dan Zuhair Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEAR DATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation

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

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

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

Lebih terperinci

BAB 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

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

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

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,

Lebih terperinci

BAB 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

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

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

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI Analisis Perhitungan Koefisien Reaktivitas Doppler Partikel TRISO Reaktor Temperatur Tinggi (Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto) ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR

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

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

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS 176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Susanti, dkk. ISSN 0216-3128 115 PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Susanti 1, Suharyana 1, Riyatun

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. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

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

Lebih terperinci

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September

Lebih terperinci

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini, dkk. ISSN 0216-3128 109 ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini 1, Riyatun 1, Suharyana 1, Azizul Khakim

Lebih terperinci

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

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR 96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Lebih terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang

Lebih terperinci

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Zuhair Abstrak: HTR pebble bed adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar pebble dan berpendingin gas helium dengan teras densitas

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

Jurnal 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Lebih terperinci

diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176

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

Lebih terperinci

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

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

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

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

EV 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 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 terperinci

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Volume A6 No. 0205 ISSN 0854-3046 Reprint dari JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin Terhadap Muatan Bahan Bakar Teras RSG-GAS Tukiran Surbakti, J. Fis. HFI A6

Lebih terperinci

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

Oleh. 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 terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

GANENDRA, 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 terperinci

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,

Lebih terperinci

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si. CROSS SECTION REAKSI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Tampang Lintang (Cross Section) Reaksi Nuklir Kemungkinan terjadinya reaksi nuklir disebut penampang lintang (σ) yang mempunyai dimensi

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

ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)

ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Bab 2 Interaksi Neutron

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- 74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,

Lebih terperinci

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP TERAS PWR MENGGUNAKAN KODE MONTE CARLO N-PARTIKEL TRANSPORT Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

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

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

INTERAKSI 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Kanker merupakan suatu penyakit dimana pembelahan sel tidak terkendali dan akan mengganggu sel sehat disekitarnya. Jika tidak dibunuh, kanker dapat menyebar ke bagian

Lebih terperinci

ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED

ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED Khairina Natsir 1), Elfrida Saragi 2), Nursinta Adi Wahanani 3) 1,2,3) Bidang Komputasi,

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id

Lebih terperinci

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.

Lebih terperinci

PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL

PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL Paken Pandiangan (1), Suhartono (2), dan A. Arkundato (3) ( (1) PMIPA FKIP Universitas

Lebih terperinci

SASARAN XENON PAD A PRODUKSI IODIUM-125 PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. 24- ISSN Rohadi Awaludin

SASARAN XENON PAD A PRODUKSI IODIUM-125 PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. 24- ISSN Rohadi Awaludin 24- ISSN 0216-3128 Awaludin PENGGUNAAN ULANG PRODUKSI IODIUM-125 SASARAN XENON PAD A Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN ABSTRAK PENGGUNAAN ULANG SASARAN XENON PADA PRODUKSI JODIUM-125.

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK

STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED Zuhair, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah penyakit yang timbul karena adanya pertumbuhan yang tidak normal pada sel jaringan tubuh. Disebut tidak normal, karena sel-sel tumbuh dengan cepat dan

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

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

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA Marsodi, dan Mulyanto ABSTRAK Analisis Tingkat Bahaya pada Paska Perlakuan Daur Ulang Pembakaran/Transmutasi Aktinida.

Lebih terperinci