STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K"

Transkripsi

1 Hery Adrial, dkk. ISSN STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K Hery Adrial, Piping Supriatna, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K. Dalam teras RGTT200K, model kisi dapat berubah dan bahkan bervariasi dengan berubahnya posisi pebble. Hal semacam ini dapat dijumpai terutama di daerah dekat dinding bejana. Model kisi yang diterapkan juga bergantung pada prosedur bagaimana bejana RGTT200K diisi. Beberapa model kisi seperti SC, BCC, FCC, SH dan HCP acapkali digunakan dalam RGTT200K untuk menangani keacakan kernel dalam matriks grafit dan bahan bakar pebble dalam teras reaktor. Dalam makalah ini serangkaian perhitungan faktor multiplikasi reaktor (k eff ) dilakukan dengan berbagai kombinasi kisi kernel dan kisi pebble. Efek kombinasi kisi yang berimplikasi pada performa neutronik desain RGTT200K dianalisis memanfaatkan program transport Monte Carlo MCNP5 dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VI. Hasil perhitungan memperlihatkan bahwa, kisi pebble FCC selalu memproduksi k eff lebih besar daripada kisi pebble lainnya. Nilai k eff lebih bergantung pada kisi pebble yang dipertimbangkan dan kisi kernel hanya memberikan efek yang tidak begitu signifikan. Hasil prediksi k eff seluruh kombinasi kisi menyimpulkan bahwa apapun model kisi kernel yang dimanfaatkan, model kisi pebble BCC dan SH lebih bisa diadopsi dalam perhitungan desain RGTT200K dibandingkan model FCC. Kata-kunci: kisi kernel lattice, kisi pebble, RGTT200K, MCNP5, ENDF/B-VI ABSTRACT STUDY ON COMBINATION OF KERNEL AND PEBBLE LATTICES IN RGTT200K DESIGN. In RGTT200K core, lattice models can be changed and even varies with the changing position of pebble. This sort of thing can be found mainly in the area near the vessel wall. Lattice model applied also depends on the procedure how the RGTT200K vessel filled. Some lattice models such as SC, BCC, FCC, SH and HCP often used in the RGTT200K to treat kernel randomness in the graphite matrix and pebble fuel in the reactor core. In this paper a series of calculations of the reactor multiplication factor (k eff ) conducted with various combinations of kernel and pebble lattices. The effect of lattice combination which implies on neutronics performance of RGTT200K design is analyzed utilizing the Monte Carlo transport code MCNP5 and continuous energy nuclear data library ENDF/B-VI. The results show that, the FCC pebble lattice always produces greater k eff than any other pebble lattice. K eff value is more dependent on the pebble lattice considered and kernel lattice only provides a less significant effect. The results of k eff prediction of all lattice combinations concludes that any lattice model of kernel utilized, the BCC and SH pebble lattice models can be more adopted in the calculation of RGTT200K design compared to the FCC model. Keywords: kernel lattice, pebble lattice, RGTT200K, MCNP5, ENDF/B-VI PENDAHULUAN P rogram riset dan pengembangan reaktor temperatur tinggi (high temperature reactor, HTR) secara ekstensif sedang dikerjakan di banyak negara melalui berbagai program seperti PUMA [1], RAPHAEL [2], AREVA [3] dan lain lain. Tujuan dari program ini adalah untuk mengembangkan HTR versi demonstrasi dan komersial. Sampai sejauh ini masih terdapat dua jenis HTR, yaitu HTR prismatik dengan geometri bahan bakar berbentuk blok heksagonal dan HTR pebble-bed dengan geometri bahan bakar berbentuk bola yang disebut pebble. Selain digunakan untuk produksi listrik, HTR pebble-bed dapat pula dimanfaatkan untuk aplikasi panas proses pada temperatur tinggi seperti produksi hidrogen, desalinasi air laut, pengambilan minyak sisa (enhanced oil recovery) dan lain-lain [4]. Teras HTR pebble-bed berbentuk bejana silindris yang diisi oleh bahan bakar pebble dalam jumlah yang cukup besar (~ ) dan dialiri oleh helium yang berfungsi sebagai pendingin dalam ruang-ruang kosong di antara pebble [5-7]. Dibandingkan ukuran teras, bahan bakar pebble cukup kecil dan diperlakukan sebagai medium granular yang berisi butir-butir kernel dengan ukuran jauh lebih kecil. Fenomena tipikal material granular dapat diekspektasi melalui investigasi kisi kernel dan kisi pebble. Model kisi dalam bejana silindris dapat berubah dan bahkan bervariasi dengan berubahnya posisi pebble. Hal semacam ini dapat dijumpai

2 42 ISSN Hery Adrial, dkk. terutama di daerah dekat dinding bejana [8]. Model kisi yang diterapkan juga bergantung pada tata cara atau prosedur bagaimana bejana silindris diisi. Bila bejana silindris digoncangkan setelah diisi secara acak, pebble akan semakin berdekatan dan rapat. Dan jika hal ini terjadi dalam HTR pebble-bed, sebagai konsekuensi dari gempa bumi atau lainnya, maka faktor multiplikasi reaktor (k eff ) akan berubah karena perubahan dalam kebocoran neutron yang disebabkan oleh densitas material teras efektif. Beberapa model kisi [9] seperti SC (simple cubic), BCC (body centered cubic), FCC (face centered cubic), SH (simple hexagonal) dan HCP (hexagonal closed packed) acapkali digunakan dalam HTR pebble-bed untuk menangani keacakan kernel dalam matriks grafit dan bahan bakar pebble dalam teras reaktor. Pemilihan kisi ditujukan untuk memodelkan distribusi stokastik dari kernel dan pebble sedekat mungkin dengan geometri nyata. Serangkaian perhitungan faktor multiplikasi reaktor (k eff ) dengan kombinasi kisi kernel (SC, BCC, FCC, SH) dan kisi pebble (BCC, FCC, SH) dikerjakan dengan program transport Monte Carlo MCNP5 [10] dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B- VI [11]. Tujuan dari makalah ini adalah menganalisis efek kombinasi kisi yang berimplikasi pada performa neutronik desain RGTT200K [12]. Hasil analisis diharapkan dapat melengkapi studi-studi yang dilakukan sebelumnya [13-17]. DESKRIPSI RGTT200K Karakteristik utama RGTT200K berasal dari pemanfaatan partikel berlapis TRISO yang terdistribusi dalam bahan bakar pebble. Desain teras RGTT200K ditentukan oleh spesifikasi partikel berlapis TRISO yang menyusun bahan bakar pebble. Setiap bahan bakar pebble berdiameter 6 cm dan mempunyai dua zona material radial, yaitu zona bagian dalam dan zona bagian luar. Zona bagian dalam berisi partikel berlapis TRISO dengan kernel uranium oksida yang tersebar dalam matriks grafit dan zona bagian luar terbuat dari grafit murni dengan sebutan shell grafit. Diameter zona bagian dalam adalah 5 cm sedangkan ketebalan zona bagian luar adalah 0,5 cm. Selama operasi reaktor, bahan bakar pebble secara kontinu ditambahkan dari atas teras. Pebble akan bergerak ke bawah dan akan dikeluarkan di bagian bawah teras reaktor. Setiap bahan bakar pebble akan melewati peralatan pengukuran burnup satu persatu. Bahan bakar pebble yang telah mencapai target burn-up akan diresirkulasi ke dalam teras reaktor dan yang telah melampaui target burnup akan dikeluarkan dan diangkut ke dalam tangki penyimpanan bahan bakar bekas. Gambar 1 memperlihatkan geometri dan dimensi dari RGTT200K yang dimodelkan dalam studi ini. Teras RGTT200K berdiameter 300 cm dan tinggi 900 cm yang dikelilingi oleh reflektor. Daerah reflektor dianggap homogen untuk simplifikasi sedangkan daerah teras dipertimbangkan heterogen penuh. Tabel 1. Densitas atom partikel TRISO, matriks grafit dan shell grafit. Densitas atom Nuklida (atom/barn-cm) 235 U 1, Kernel UO U 2, O 4, B 1, Partikel B 4, TRISO Lapisan buffer C 5, Lapisan IPyC C 9, Si 4, Lapisan SiC C 4, Lapisan OPyC C 9, C 8, Matriks grafit B 9, B 3, Shell grafit C 8, B 9, B 3, Tabel 2. Densitas atom reflektor, void dan helium. Nuklida Densitas atom (atom/barn-cm) C 9, Reflektor 10 B 3, B 1, Void Helium 4 He 1, He 3, He 2, Partikel TRISO yang disusun oleh kernel UO 2 berdiameter 500 μm dengan pengkayaan 235 U 8,2 % dan empat lapisan coating: penyangga karbon (carbon buffer), karbon pirolitik bagian dalam (inner pyrolitic carbon, IPyC), silikon karbida (SiC) dan karbon pirolitik bagian luar (outer pyrolitic carbon, OPyC). Ketebalan coating dimulai dari lapisan yang paling dekat dengan kernel adalah 95 μm, 35 μm dan 40 μm. Ketebalan buffer yang sedikit lebih besar daripada biasanya (90 μm) ditinjau dari sisi strategi burn-up lebih menguntungkan karena dapat menampung lebih banyak produk fisi dalam bentuk gas. Ke empat lapisan coating pada hakekatnya berfungsi mencegah dan merintangi produk fisi metalik dan gas dari integritas struktur matriks bahan bakar. Densitas atom partikel TRISO, matriks grafit dan shell grafit diberikan dalam Tabel 1 sedangkan densitas atom reflektor, void dan helium ditampilkan dalam Tabel 2. Impuritas boron alam dalam kernel

3 Hery Adrial, dkk. ISSN bahan bakar adalah 1 ppm sedangkan dalam matriks grafit dan shell grafit adalah 0,5 ppm. MODEL KOMBINASI KISI DAN PERHITUNGAN Dalam studi ini, kombinasi kisi kernel dan kisi pebble dikerjakan untuk menganalisis efek yang ditimbulkan pada performa neutronik desain RGTT200K. Kisi kernel atau pebble biasanya dikarakterisasi oleh parameter fraksi packing yang didefinisikan sebagai rasio antara volume kernel (dalam hal ini partikel TRISO) atau pebble dengan volume total kisi dimana kernel atau pebble berada di dalamnya. Beberapa model kisi seperti SC, BCC, FCC, SH dan HCP paling sering digunakan dalam HTR pebble-bed untuk memodelkan distribusi stokastik dari kernel dalam matriks grafit dan pebble dalam teras reaktor. Kisi FCC dan HCP dikenal sebagai kisi yang paling padat di antara model kisi lainnya. Kisi FCC sering digunakan untuk menginvestigasi efek fraksi packing kernel dalam analisis HTR pebble-bed karena memiliki fraksi packing yang paling besar. Kisi SC dan SH biasanya dimanfaatkan untuk memodelkan partikel TRISO dalam matriks grafit, sedangkan kisi BCC dianggap lebih tepat untuk memodelkan bahan bakar pebble Gambar 1. Geometri dan dimensi model RGTT200K. dalam teras reaktor karena secara tipikal dijumpai di HTR pebble-bed. Komposisi berbagai model kisi dilukiskan dalam Gambar 2 dan karakteristiknya ditampilkan dalam Tabel 3. Fraksi packing kernel dan fraksi packing pebble dalam perhitungan ini dibuat tetap, masingmasing sebesar 9,344 % dan 61 %. Ini berarti terdapat kernel dalam sebuah bahan bakar pebble dan pebble dalam teras reaktor. Perhitungan faktor multiplikasi reaktor (k eff ) dilakukan dengan serangkaian kombinasi kisi kernel dan kisi pebble. Ukuran pitch (p) kisi kernel dan pebble yang ditabulasikan dalam Tabel 4 diperoleh dari hubungan geometri bola, kubik dan prismatik mengikuti persamaan: p SC p BCC 4 r * 3 (1) 3 f 8 r * 3 (2) 3 f 16 3 f p r * 3 FCC (3)

4 44 ISSN Hery Adrial, dkk. 2r 3 f p * 3 SH (4) dengan fraksi packing (f) sebesar 9,344 % dan 61% masing-masing untuk kisi kernel dan kisi pebble serta r sebesar 0,0460 cm dan 3 cm masing-masing untuk radius partikel TRISO dan pebble. Gambar 2. Komposisi berbagai model kisi. (A). Simple Cubic, (B). Face Centered Cubic, (C). Body Centered Cubic Tabel 3. Karakteristik berbagai model kisi. Model kisi Jumlah kernel atau pebble Fraksi packing maksimum SC BCC 2 0,68175 FCC 4 0,74048 SH 1 0,60459 Tabel 4. Ukuran pitch kisi kernel dan kisi pebble. Pitch kisi (cm) Model kisi Kernel Pebble SC 0, BCC 0, , FCC 0, , SH 0, Dalam perhitungan MCNP5, opsi tipikal KCODE dipilih untuk skipping 10 siklus iterasi dari total 110 siklus dengan neutron per siklus yang disimulasikan guna menghindari konvergensi sumber. Opsi tipikal KSRC dikerjakan untuk sumber neutron fisi awal yang diposisikan di pusat kernel bahan bakar. Pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VI dimanfaatkan pada temperatur kamar 300K. Interaksi neutron termal dengan grafit di bawah energi ~4 ev dipertimbangkan untuk seluruh material yang mengandung karbon dengan pustaka hamburan termal S(α,β) graph.01t. Kondisi vakum dikerjakan pada batas luar dari sistem reaktor HTR pebble-bed. HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS Tujuan utama dalam desain dan operasi reaktor nuklir adalah utilisasi energi yang dilepaskan oleh reaksi berantai terkendali dari peristiwa fisi nuklir yang terus menerus dipertahankan dalam teras reaktor. Setiap reaksi fisi melepaskan energi 2-3 neutron dan ~200 MeV. Neutron yang lahir dalam peristiwa fisi biasanya kemudian akan mengalami hamburan hingga akhirnya mati dalam reaksi absorpsi atau mengalami kebocoran keluar reaktor. Sejumlah tertentu dari neutron-neutron ini akan diserap oleh nuklida fisil seperti 235 U dan 239 Pu yang menyebabkan fisi berikutnya dan menggiring kelahiran generasi baru neutron fisi dan lain-lain. Proses seperti itu, yang disebut reaksi fisi berantai, digambarkan oleh faktor multiplikasi reaktor (k eff ) dengan definisi sebagai perbandingan jumlah neutron dalam satu generasi dan jumlah neutron dalam generasi sebelumnya. Tiga estimator yang diterapkan untuk memprediksi faktor multiplikasi reaktor (k eff ) adalah estimator tumbukan yang menghitung jumlah neutron yang dihasilkan dari seluruh proses fisi dalam tumbukan, estimator serapan yang mengkalkulasi seluruh proses interaksi neutron dengan nuklida fisil, dan estimator panjang jejak yang mengestimasi seluruh proses neutron berpindah tempat di dalam material fisil pada suatu jarak tertentu. Dalam studi ini perhitungan faktor multiplikasi reaktor (k eff ) diadopsi dari kombinasi tiga estimator yang digunakan dalam MCNP5. Hasil perhitungan dirangkum dalam Tabel 5. Bahan bakar pebble dalam teras reaktor tidak dapat dimodelkan dengan kisi SC karena porositas maksimum dalam desain RGTT200K yang diokupasi oleh helium adalah 39 % dari volume total teras sedangkan fraksi packing maksimum kisi SC adalah 52,4 %. Dari Tabel 5 dapat diamati bahwa secara keseluruhan perhitungan MCNP5 menunjukkan konsistensi dengan nilai k eff yang hampir sama untuk seluruh kombinasi kisi kernel dan kisi pebble. Kisi pebble FCC selalu memproduksi k eff lebih besar daripada kisi pebble lainnya dengan bias kurang dari 3,78 %. Dapat diamati pula bahwa nilai k eff lebih bergantung pada kisi pebble yang dipertimbangkan dan kisi kernel hanya memberikan efek yang tidak begitu signifikan (rentang bias 0,02-0,40 %). Untuk perhitungan dengan seluruh model kisi kernel, tampak bahwa nilai faktor multiplikasi reaktor kisi pebble BCC sangat dekat dengan kisi pebble SH. Fraksi packing yang sedikit berbeda (BCC 61%, SH 60,459%) dianggap tidak membuat bias perhitungan menjadi berbeda jauh.

5 Hery Adrial, dkk. ISSN Tabel 5. Hasil perhitungan k eff berbagai kombinasi kisi kernel dan pebble. Kisi kernel Kisi pebble BCC FCC SH SC 1,32579±0,00126 (0,96264) (1,00000) 1,37724±0,00124 (1,00000) 1,32517±0,00118 (0,96219) (1,00000) BCC FCC SH 1,32785±0,00113 (0,96242) (1,00155) 1,33103±0,00106 (0,96718) (1,00395) 1,32851±0,00107 (0,96614) (1,00205) 1,37692±0,00126 (0,99977) 1,37619±0,00121 (0,99924) 1,37507±0,00116 (0,99842) 1,32675±0,00117 (0,96356) (1,00119) 1,32571±0,00095 (0,96332) (1,00041) 1,32628±0,00109 (0,96452) (1,00084) Kisi pebble FCC dinormalisasi satu untuk seluruh kisi kernel. Kisi kernel SC dinormalisasi satu untuk seluruh kisi pebble. Seluruh pebble yang dikandung dalam kisi FCC diposisikan di sepanjang batas datar dari sel satuan sehingga sulit memodelkan susunan yang memungkinkan dari bahan bakar pebble dan moderator pebble (jika diperlukan) karena pebblepebble yang berdekatan saling tumpang tindih secara tidak konsisten. Karena itu, walaupun packing pebble dalam teras pebble-bed diekspektasi mendekati kisi HCP namun kisi pebble BCC dan kisi pebble SH menjadi pilihan yang tepat. Kisi pebble BCC dan SH dapat menyediakan fraksi packing yang lebih dekat dengan ukuran tipikal dijumpai di reaktor pebble-bed. Hasil estimasi k eff seluruh kombinasi kisi memberi kesan model BCC dan SH lebih baik dibandingkan model FCC. KESIMPULAN Studi kombinasi kisi kernel dan kisi pebble dalam desain RGTT200K telah dilakukan melalui serangkaian perhitungan faktor multiplikasi reaktor (k eff ) dengan dengan program transport Monte Carlo MCNP5 dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VI. Kisi pebble FCC selalu memproduksi k eff lebih besar daripada kisi pebble lainnya. Nilai k eff lebih bergantung pada kisi pebble yang dipertimbangkan dan kisi kernel hanya memberikan efek yang tidak begitu signifikan. Hasil prediksi k eff seluruh kombinasi kisi menyimpulkan bahwa apapun model kisi kernel yang dimanfaatkan, model kisi pebble BCC dan SH lebih bisa diadopsi dalam perhitungan desain RGTT200K dibandingkan model FCC. UCAPAN TERIMAKASIH Ucapan terimakasih kami sampaikan kepada Dr. Ir. M. Dhandhang Purwadi yang memberikan inspirasi dan motivasi untuk melakukan riset ini. Ucapan terimakasih juga kami sampaikan kepada Ir. Suwoto yang menyediakan waktu dan pikirannya untuk membantu dan mendukung kami dalam eksekusi MCNP5. DAFTAR PUSTAKA 1. J.C. KUIJPER, PUMA Plutonium and Minor Actinides Management in Thermal High- Temperature Reactors, Proceedings of the International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, Nice France, May 13-18, V. BASINI, et al., High-Temperature Reactor Fuel Technology in RAPHAEL European Project, Proceedings of the 4-th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2008), Washington, D.C., USA, September 28 October 1, ANTARES, The AREVA HTR-VHTR Design ( 4. K. KUGELER, H. BARNEN, Application of the High Temperature Reactor in the Energy Economy, Proceedings of a Technical Committee Meeting on High Temperature Applications of Nuclear Energy, Oarai, Japan, October, INEEL, NGNP Point Design Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-2003, September A. KOSTER, H.D. MATZNER, D.R. NICHOLSI, PBMR Design for the Future, Nuclear Engineering and Design, 222, pp , Z. WU, D. LIN, D. ZHONG, The Design Features of the HTR-10, Nuclear Engineering and Design, 218, pp , 2002.

6 46 ISSN Hery Adrial, dkk. 8. T. ASTE, D. WEAIRE, The Pursuit of Perfect Packing, IOP Publishing Bristol, pp , MARK R. DE GUIRE, Principle of Atomic Packing, Introduction to Materials Science & Engineering, ESME, BROWN, F. B., et al., MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, LA-UR , April 24, HENDRICKS, J. S., FRANKLE, S. C., COURT, J. D., ENDF/B-VI Data for MCNP, Los Alamos National Laboratory Report, LA , [12]. M. DHANDHANG PURWADI, Desain Koneptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT, Prosiding Seminar Nasional Ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Surabaya, 28 Juli [13]. MAMAN MULYAMAN, SUWOTO, ZUHAIR, Pemodelan Partikel Bahan Bakar Berlapis Dalam Kisi SC, BCC dan FCC untuk Perhitungan Faktor Multiplikasi Infinit RGTT Menggunakan Program MCNP5, Prosiding Seminar Nasional Ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Surabaya, 28 Juli [14]. SUWOTO, ZUHAIR, MAMAN MULYAMAN, Efek Model Kisi Heksagonal Dalam Perhitungan Faktor Multiplikasi Bahan Bakar RGTT, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 20 Juli [15]. MAMAN MULYAMAN, ZUHAIR, Studi Model Teras VHTR dan GFR untuk Perhitungan Multiplikasi Reaktor, Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir II, Jakarta, 25 Juni [16]. ZUHAIR, SUWOTO, MAMAN MULYAMAN, Pemodelan Kernel Bahan Bakar dalam Kisi Matriks Grafit untuk Perhitungan Kritikalitas VHTR dengan MCNP5, Prosiding Seminar Nasional Ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, Bandung, 5 November [17]. ZUHAIR, SUWOTO, Studi Pemodelan Kernel Bahan Bakar dan Perhitungan Kritikalitas Kisi Kubik Infinit VHTR, Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Volume 10, No. 1, Februari TANYA JAWAB Damunir Dalam bahan bakar PEPPLE terdiri dari banyak kernel UO 2 terlapis dan karakteristik tertentu. Masing-masing lapisan SiC dan PyC mempunyai struktur tertentu pula. Bagaimana sifat sisi kristal yang anda tentukan? Kenapa bisa menjadi vessel Kristal FCC? Hery Adrial Setiap pebble bahan bakar akan terdiri dari± kernel TRISO. Kernel-kernel TRISO ini yng dimodelkan dalam bentuk SC, BCC dan FCC, SH. Antar antar area pebble juga dapat dibuat model SC, BCC, FCC dan SH. Dalam penelitian ini bentuk kernel SC, BCC, FCC dan SH lebih dapat diadopsi untuk dikombinasi dengan bentuk kisi pebble BCC dan SH disbanding model FCC.

J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE

J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE (Study on HTR Pebble-Bed Calculation Using Various Model of Kernel and Pebble Lattices)

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

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

EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT

EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 47 EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Kawasan

Lebih terperinci

STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN.

STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN. STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Abatrak Konsep sistem energi VHTR baik yang berbahan bakar pebble

Lebih terperinci

STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED

STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong Tangerang

Lebih terperinci

Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan Bakar Kernel

Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan Bakar Kernel ISSN:2089 0133 Indonesian Journal of Applied Physics (2012) Vol.2 No.2 halaman 146 Oktober 2012 Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan

Lebih terperinci

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA Zuhair, Suwoto, Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K Zuhair, Suwoto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gedung No. 80, Serpong,

Lebih terperinci

INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K

INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K Investigasi Parameter Bahan Bakar Pebble dalam Perhitungan Teras Thorium RGTT200k ISSN 1411 3481 (Zuhair) ABSTRAK INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K Zuhair

Lebih terperinci

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura *

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura * PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR Topan Setiadipura * ABSTRAK PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR.Studi pemodelan kernel bahan bakar dan perhitungan kritkalitas kisi kubik infinit VHTR dilakukan sebagai

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

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com

Lebih terperinci

Studi Kritikalitas VHTR Prismatik Sebagai Fungsi Radius Bahan Bakar Kompak dan Kernel (Fajar Arianto, Suwoto, Zuhair)

Studi Kritikalitas VHTR Prismatik Sebagai Fungsi Radius Bahan Bakar Kompak dan Kernel (Fajar Arianto, Suwoto, Zuhair) STUDI KRITIKALITAS VHTR PRISMATIK SEBAGAI FUNGSI RADIUS BAHAN BAKAR KOMPAK DAN KERNEL STUDY ON PRISMATIC VHTR CRITICALITY AS A FUNCTION OF FUEL COMPACT AND KERNEL RADIUS Fajar Arianto Departemen Fisika

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

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

Lebih terperinci

STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10

STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10 Studi Model Benchmark MCNP6 Dalam Perhitungan p-issn: 1410-6957, e-issn: 2503-5029 http://ganendra.batan.go.id STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10 STUDY ON MCNP6

Lebih terperinci

ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO

ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Volume 16, Nomor 2, Desember 214 ANALISIS SENSITIVITAS KETEALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT2K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan

Lebih terperinci

PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS

PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS ISSN 1411 240X Pemodelan Teras Untuk Analisis... (Zuhair) PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor

Lebih terperinci

EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K

EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No 80, Serpong, Tangerang 15310 heryadrial@yahoo.co.id

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor

Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor Ginanjar 1,a), M. Nurul Subkhi 2,b), Dwi Irwanto,c) dan Topan Setiadipura,d) 1,2 Laboratorium Fisika Nuklir dan Energi, Kelompok Keilmuan

Lebih terperinci

EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN

EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Boron

Lebih terperinci

Sigma Epsilon, ISSN

Sigma Epsilon, ISSN Sigma Epsilon, ISSN 085-910 STUDI ODEL BOLA EKSPLISIT DAN HOOGEN DALA PEHITUNGAN TEAS HT PEBBLE BED Zuhair Pusat Teknologi eaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTAK STUDI ODEL BOLA EKSPLISIT DAN HOOGEN

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

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

Sigma Epsilon, ISSN

Sigma Epsilon, ISSN VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR BAHAN BAKAR RGTT200K KONDISI TUNAK Sudarmono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN

Lebih terperinci

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS ISSN 1411 240X Analisis Efek Kecelakaan Water Ingress Terhadap... (Zuhair) ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS TERHADAP REAKTIVITAS DOPPLER TERAS RGTT200K Zuhair, Suwoto Pusat Teknologi dan Keselamatan

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K.

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K. ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS Sumijanto Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd 80 Serpong Tangsel 15310 Tlp: 021

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

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

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

Lebih terperinci

BAB III 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

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

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 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

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

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

Lebih terperinci

PENGARUH 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

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

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 Bima Caraka Putra 1, Yosaphat Sumardi 1, Yohannes Sardjono 2 1 Program Studi Fisika,Jurusan pendidikan

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

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 IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Suwoto dan Zuhair

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Suwoto dan Zuhair ABSTRAK ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5 Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) BATAN Kawasan PUSPIPTEK, Gd. 80, Serpong, Tangerang Selatan, 15310

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

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com

Lebih terperinci

Analisis 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

DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE Ralind Re Marla 1), Yohannes Sardjono 2) dan Supardi 1) 1) Jurusan Fisika Fakultas

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

Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR)

Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR) Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR) Hery Adrial dan Zuhair Abstrak: Dewasa ini sejumlah institusi riset di dunia sedang mengembangkan teknologi reaktor

Lebih terperinci

Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10

Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10 Jurnal Matematika & Sains, Agustus 2012, Vol. 17 Nomor 2 Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10 Zuhair, Suwoto, dan Piping Supriatna Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL

ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Suwoto, Hery Adrial, Topan Setiadipura, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K ABSTRAK

ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K ABSTRAK ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K Sumijanto, Sriyono, Ign.Djoko Irianto, Arifal Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih terperinci

Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K

Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K Sudarmono Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN Gedung 80, Kawasan PUSPIPTEK, Serpong, Tangerang 15310 e-mail: smonomono2003@yahoo.com

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

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

STUDI 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

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

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

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin

Lebih terperinci

STUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV

STUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV Studi dan Investigasi Awal Konsep Desain Reaktor Generasi IV (Zuhair dan Suwoto) STUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV Zuhair dan Suwoto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10. Ferhat Aziz *

PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10. Ferhat Aziz * PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 Ferhat Aziz * ABSTRAK PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10. Perhitungan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang 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

ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE

ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528-0473 ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE Suwoto, Hery Adrial, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN Kawasan

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

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 DISTRIBUSI SUHU AKSIAL TERAS DAN PENENTUAN Keff PLTN PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN METODE MCNP 5

ANALISIS DISTRIBUSI SUHU AKSIAL TERAS DAN PENENTUAN Keff PLTN PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN METODE MCNP 5 ANALISIS DISTRIBUSI SUHU AKSIAL TERAS DAN PENENTUAN Keff PLTN PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN METODE MCNP 5 SKRIPSI Untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun

Lebih terperinci

PEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR

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

Lebih terperinci

Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron

Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 2(B) September 2012 Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron Zuhair Pusat Teknologi

Lebih terperinci

BAB IV HASIL DAN ANALISIS

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

Lebih terperinci

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

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWTH PADA BERBAGAI

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI

Lebih terperinci

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

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

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

Lebih terperinci

ANALISIS KOMPARASI HTGR TIPE PRISMATIK DAN PEBBLE BED

ANALISIS KOMPARASI HTGR TIPE PRISMATIK DAN PEBBLE BED ANALISIS KOMPARASI HTGR TIPE PRISMATIK DAN PEBBLE BED Siti Alimah, Erlan Dewita, Sudi Ariyanto Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir (PKSEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan, 12710

Lebih terperinci

SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM DAN URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE

SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM DAN URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM DAN URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE Dinan Andiwijayakusuma *, Topan Setiadipura *, Zuhair ** ABSTRAK SIMULASI MCNP5 DALAM

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

KAJIAN PERKEMBANGAN PLTN GENERASI IV

KAJIAN PERKEMBANGAN PLTN GENERASI IV KAJIAN PERKEMBANGAN PLTN GENERASI IV Yohanes Dwi Anggoro, Dharu Dewi, Nurlaila, Arief Tris Yuliyanto Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN), BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta Selatan

Lebih terperinci

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014 Pontianak, 19 Juni 2014 OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Ign. Djoko Irianto, Sri Sudadiyo, Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi dan

Lebih terperinci

Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola

Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola Jurnal Penelitian Sains Volume 15 Nomer 1(B) 15104 Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Indonesia

Lebih terperinci

ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K

ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310 Telp./Fax:

Lebih terperinci

Proposal Kunjungan Riset

Proposal Kunjungan Riset Proposal Kunjungan Riset Kajian Desain dan Analisis Keselamatan Pebble Bed Reactor menggunakan Sistem Perangkat Lunak PEBBED Diajukan oleh Dr. Eng. Topan Setiadipura, M.Si. Pusat Teknologi dan Keselamatan

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

SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE

SIMULASI MCNP5 DALAM EKSPERIMEN KRITIKALITAS LARUTAN PLUTONIUM URANIUM NITRAT DENGAN REFLEKTOR AIR DAN POLYETHYLENE SIMULSI MCNP DLM EKSPERIMEN KRITIKLITS LRUTN PLUTONIUM URNIUM NITRT DENGN REFLEKTOR IR DN POLYETHYLENE Dinan ndiwijayakusuma, Topan Setiadipura, Zuhair Bidang Komputasi Pusat Pengembangan Informatika Nuklir

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

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