STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Rida Siti NM dan Zaki Su ud *
|
|
- Vera Darmadi
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN Pb-Bi YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM LM DLM SIKLUS OPERSINY Rida Siti NM dan Zaki Su ud * BSTRK STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN PB-BI YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM LM DLM SIKLUS OPERSINY. Pada penelitian ini telah dilakukan studi disain sebuah reaktor cepat yang dalam siklus operasinya hanya memerlukan masukan berupa bahan bakar berbasis uranium alam. Dalam disain ini teras reaktor dibagi dalam beberapa bagian dengan volume yang sama. Selanjutnya pada bagian paling tengah ditempatkan bahan bakar berbasis uranium alam. Di sebelah luarnya diletakkan bahan bakar dengan kandungan plutonium yang lebih besar. Demikianlah semakin keluar kandungan plutonium masing-masing bagian teras dbuat semakin besar. Daerah dengan bahan bakar uranium alam dapat juga diletakkan di daerah paling luar. Pengaturan kandungan plutonium di masing-masing bagian mempertimbangkan kriteria bahwa kandungan pluonium di suatu bagian teras pada akhir satu siklus harus sama dengan kandungan plutonium yang diperlukan untuk memulai siklus operasi baru pada bagian tepat di luarnya. Dengan demikian pada akhir setiap siklus maka yang diperlukan adalah memindahkan bahan bakar dari satu bagian teras ke bagian di luarnya, sedangkan bagian paling luar diambil untuk pemrosesan ulang dan bagian paling tengah diisi bahan bakar berbasis uranium alam. Sebagai sampel telah diperoleh beberapa hasil untuk pembagian 4-5 bagian dengan perhitungan menggunakan kode komputer SRC dan FI-IB CH1. Reaktor cepat berpendingin Pb-Bi ini memiliki umur satu siklus selama tahun per sub siklus. BSTRCT DESIGN STUDY OF PB-BI COOLED FST RECTORS WHICH FUEL CYCLE INPUT IS NTURL URNIUM. In this study conceptual design study of Pb-Bi cooled fast reactors which fuel cycle need only natural uranium input has been performed. In this design the reactor cores are subdivided into several parts with the same volume. The region with natural uranium is put in the central core while the outer region is arranged with increasing plutonium content. But in some cases region with natural uranium content can be put in the most outer part of the core. The arrangement of the plutonium content consider the criteria that the fuel in the certain part must be fit for fresh fuel in the next higher enrichment region. Therefore at the end of a long life operation we just need to supply natural uranium fuel to the blanket region and move other regions properly to the next regions. s an example using SRC and FI-ITB CH code system we have a core with years life time per sub cycle. * KK Nuklir dan Biofisika, FMIP ITB,Gedung Fisika, Jl. Ganesha 10, Bandung Telp , Fax , szaki@fi.itb.ac.id 145
2 PENDHULUN Permasalahan pengayaan uranium yang dilakukan Iran dan menimbulkan krisis internasional menarik untuk kita cermati. Salah satu alasan Iran bersikeras mengembangkan sistem pengayaan uraniumnya sendiri adalah agar terjamin suplai bahan bakar Nuklir bagi PLTN yang akan dibangunnya. Iran khawatir bila suatu waktu setelah membangun PLTN beberapa buah jalur suplai bahan bakar nuklir dapat terganggu oleh kondisi politik internasional. Pada penelitian ini dilakukan studi awal untuk melihat kemungkinan meracang reaktor cepat yang setelah dilakukan start-up maka untuk selanjutnya hanya memerlukan suplai bahan bakar berupa bahan fertile seperti uranium alam atau thorium alam. Secara umum reaktor dibagi menjadi beberapa bagian dengan volume tiap bagiannya sama. Selanjutnya setelah satu periode operasi tertentu maka dilakukan proses pemindahan bahan bakar. Bahan bakar fertile masuk ke teras sedang bagian lain bergeser satu tahap. Gambaran lebih rinci dapat dilihat pada bagian konsep disain. Keuntungan dari konsep ini adalah bahwa kita dapat menyediakan bahan bakar nuklir sendiri tanpa memerlukan proses pengayaan uranium yang dapat mengundang kontroversi internasional seperti pada kasus Iran. KONSEP DESIN Dalam studi ini digunakan teras reaktor berbentuk silinder yang dibagi menjadi beberapa bagian dengan ukuran volume yang sama sepert tampak pada gambar berikut. wal Operasi khir Operasi C:X3 B:X2 :X1 Urani um alam C:X2 B:X1 :0 ( a ) ( b) input Gambar 1. Deskripsi teras reaktor yang digunakan dalam studi ini 146
3 Pada gambar 1.a teras reaktor aktif dibagi menjad 4 bagian : Bagian di bagian paling tengah dengan isi berupa bahan fertil uranium alam. Bagian B, diisi bahan bakar dengan pengayaan x1, bagian C diisi bahan bakar dengan pengayaan x2, dan bagian D diisi bahan bakar dengan pengayaan 3, dengan x3>x2>x1. Setelah satu perioda operasi reaktor (misal 5-20 tahun) maka akumulasi plutonium di bagian teras sudah setara x1, di bagian teras B plutonium telah menjadi x2 dan di bagian teras C plutonium telah menjadi x3. Dengan demikian maka bagian teras, B dan C dipindahkan satu tahap ke bagian luarnya (yang semula ditempati B, C dan D), sedang bagian tengah diisi bahan bakar fertil uranium alam yang baru. Dengan demikian reaktor ini siap menjalani tahap operasi berikutnya. Dalam studi ini pengkajian dilakukan dalam tiga tahap. Pada tahap pertama dilakukan survei parameter untuk mengetahui karakteristik beberapa parameter dominan. Parameter penting yang dipelajari diantaranya adalah lebar tiap bagian teras, kerapatan daya rata-rata teras, dan tinggi teras. Selanjutnya dilakukan optimasi tahap satu dengan tanpa memasukkan komponen hasil belah (FP) di awal operasi, dan tahap ketiga optimasi dengan memasukkan komponen hasil belah (FP) di awal operasi. METOD PERHITUNGN Dalam studi ini dilakukan perhitungan 2 dimensi multigrup difusi yang digabungkan dengan perhitungan burnup. Dalam implementasinya digunakan kode komputer SRC dan FI-ITB CH dalam analisa ini. Formulasi matematis perhitungan ini adalah sebagai berikut: Persamaan difusi multigrup dalam keadaan tunak: x G G g, D9 Ψ 9( r, t) + rg Ψg ( r, t) = ν 1 Ψ 1 ( r, t) + 1 Ψ 1( r, t) (1) 1 fg g 1 sg g g k g = 1 g = 1 Dengan keterangan indeks: g : menunjukkan nomor grup energi. D : konstanta difusi Σ r : penampang lintang makroskopik removal Σ s : penampang lintang makroskopik hamburan Σ f : penampang lintang makroskopik fisi v : jumlah rata-rata netron yang dihasilkan tiap fisi φ : fluks netron χ g : banyaknya netron hasil fisi yang terlahir ke grup g k eff : faktor multiplikasi eff 147
4 Persamaan ini dikenal sebagai persamaan multigrup difusi dan perlu dipecahkan untuk mendapatkan distribusi netron dan daya reaktor di teras. nalisa Burn up Selanjutnya untuk mendapatkan informasi perubahan komposisi bahan bakar maka dilakukan analisa burnup. B Decay +n +n Decay C Gambar 2. Bagan analisa burnup Secara matematis : dn C = λ N σ agφg N + λb N B + σ cgφ g N C (2) dt g g di mana : λ N hilang karena peluruhan radioaktif σagφg N hilang karena tangkapan neutron oleh g λ BN B masuk karena peluruhan dari B ke C σ cgφ g N C masuk karena perpindahan dari C ke melalui tangkapan g neutron Ini diterapkan terhadap keseluruhan reaksi inti transuranium yang relevan sebagaimana yang ditunjukkan dalam gambar 2. Persamaan burnup merupakan persamaan differensial orde 1 terkopel dan biasanya dipecahkan bergantian dengan persamaan difusi multigrup. Fluks netron dari hasil difusi multigrup digunakan untuk melakukan analisa burnup, selanjutnya perubahan komposisi akibat persamaan burnup pada gilirannya perlu dimasukkan dalam perhitungan kembali konstanta-konstanta difusi, penampang lintang reaksi, dsb. Jumlah inti berat yang dilibatkan adalah 29 mulai dari U-234 sampai Cm
5 HSIL PERHITUNGN DN PEMBHSN Pada tahap pertama dilakukan survei parameter dengan parameter dasar sebagai berikut: Tabel 1 : Parameter teras acuan untuk survei parameter Parameter Nilai Power 600 MWth (acuan) Bahan Bakar UN-PuN Enrichment (reg. /B/C/D) 0% / 6% / 8% / 10% Coolant Pb-Bi Tinggi teras aktif 150 cm (acuan) Radius teras aktif 100 cm (acuan) Pada survei parameter pertama harga daya divariasi dengan parameter lain tetap sehingga hasilnya kerapatan daya berubah. Hasilnya dapat dilihat pada Gambar 3 dan Tabel 2. Parameter : power density 1.1 Keff Series1 Series2 Series3 Series Burnup time (year) Gambar 3. Perubahan k eff sepanjang burnup untuk berbagai harga daya : 200 MWt (seri 1), 400MWt (seri 2), 600 MWt (seri 3) dan 800 MWt (seri 4) 149
6 Tampak bahwa kenaikan kerapatan daya akan menyebabkan faktor multiplikasi naik lebih cepat. Hal ini disebabkan terutama oleh rasio produksi dibanding destruksi Pu- 241 karena di awal dimuat plutonium dari PWR. Pada tabel 2 ditunjukkan perubahan jumlah bahan fisil yang telah dikalibrasi ke Pu-239. Tampak dari Tabel 2 bahwa dengan kenaikan kerapatan daya maka akumulasi plutonium di teras bagian menjadi lebih tinggi akibat fluks netron yang semakin tinggi sehingga reaksi penangkapan netron oleh U-238 lebih tinggi lajunya. Demikian juga untuk bagian B, C dan D tampak bahwa kenaikan kerapatan daya meningkatkan laju produksi bahan fisil (plutonium). Tabel 2. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Region Region B Region C Region D Daya (MW) awal khir awal akhir awal akhir awal akhir E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+21 Namun tentunya kenaikan kerapatan daya akan meningkatkan harga burnup di akhir periode operasi. Selanjutnya hasil survei parameter radius teras ditunjukkan pada Gambar 4 dan Tabel 3. Tampak bahwa peningkatan radius (dengan kerapatan daya yang tetap) meningkatkan faktor muliplikasi akibat jumlah bahan fisil yang lebih banyak. Namun dari pertumbuhan bahan fisil (plutonium) maka terjadi penurunan dengan bertambahnya radius untuk region. Sedangkan untuk region B, C dan D relatif tak berubah. 150
7 Parameter: Region width 1.2 Keff Series1 Series2 Series3 Series Burnup time (year) Gambar 4. Perubahan k eff sepanjang burnup untuk berbagai harga radius teras : 80 cm (seri 1), 90 cm (seri 2), 100 cm (seri 3) dan 110 cm (seri 4) Tabel 3. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Radius Region Region B Region C Region D Teras (cm) awal akhir awal khir awal akhir awal akhir E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+21 Selanjutnya hasil survei parameter tinggi teras ditunjukkan pada Gambar 5 dan Tabel
8 Parameter : xial heigh 1.1 K eff Series1 Series2 Series3 Series Burnup time (year) Gambar 5. Perubahan k eff sepanjang burnup untuk berbagai harga tinggi teras: 130 cm (seri 1), 140 cm (seri 2), 150 cm (seri 3) dan 160 cm (seri 4) Tabel 4. Perubahan komposisi bahan fisil (relatif terhadap Pu-239) untuk parameter daya / kerapatan daya Tinggi Region 1 Region 2 Region 3 Region 4 Teras (cm awal akhir awal akhir awal akhir awal akhir E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+21 Tampak bahwa peningkatan tinggi teras (dengan kerapatan daya yang tetap) meningkatkan faktor muliplikasi akibat jumlah bahan fisil yang lebih banyak. dapun untuk pertumbuhan bahan fisil (plutonium) maka harganya relatif stabil dengan bertambahnya radius untuk semua daerah. Dari hasil survei parameter di atas tampak bahwa hanya kerapatan daya yang tinggi saja yang memungkinkan realisasi teras dalam studi ini. Namun sebuah terobosan langkah dilakukan dengan meletakkan blanket di bagian paling luar dan 152
9 bagian lainnya dipindahkan ke dalam. Dengan ini dan selanjutnya dengan memasukkan bahan hasil belah (FP ) di awal siklus sesuai kondisi masing-masing bagian diperoleh salah satu hasil yang memenuhi kriteria disain seperti ditunjukkan dalam tabel 6 berikut. Tabel 6 : Parameter teras dengan mempertimbangkan FP Parameter Nilai Power 900MWth (acuan) Bahan Bakar UN-PuN Enrichment (reg. /B/C/D/E) 7% /9.75% /10.75% / 4.25%/0% Coolant Pb-Bi Tinggi teras aktif 150 cm (acuan) Radius teras aktif 105 cm (acuan) Diperoleh teras dengan k eff sedikit di atas 1 dan di akhir siklus menjadi KESIMPULN Dari hasil pada survei parameter tampak bahwa reaktor dengan siklus bahan bakar yang hanya memerlukan bahan fertil (uranium alam) lebih mudah direalisasikan dengan kerapatan daya cukup tinggi (fluks netron cukup tinggi) sehingga plutonium yang berubah menjadi m-241 prosentasinya menjadi lebih kecil. Dengan kenaikan daya maka pola k eff terhadap waktu cenderung meningkat dengan burnup, demikian pula akumulasi bahan fisil khususnya di bagian blanket. Secara umum konsep disain dalam studi ini dapat dicapai dengan menggunakan teras reaktor yang dibagi dalam sejumlah bagian secara radial dan blanket di letakkan di bagian luar teras. DFTR PUSTK 1. DUDERSTDT, JMES J., Nuclear Reactor nalysis, New York: John Wiley & Sons, OKUMUR, KEISUKE, The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JERI.Report,
10 3. WLTR, LN E. DN LBERT B. REYNOLDS, Fast Breeder Reactors, New York: Pergamon Press. 4. LBORTORIUM NUKLIR, FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir. Bandung: ITB. 5. RID SITI NM, Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang Hanya Memerlukan Input Uranium lam dalam Siklus Operasinya, Skripsi S1, ITB, DISKUSI EDWREN LIUN 1. Sejauh mana jenis reaktor ini dapat menjadi sistem yang applicable untuk mensuplai energi dimasa mendatang dan prospeknya? 2. Kendala-kendala apa saja yang dihadapi dalam perkembangannya untuk menjadi sistem yang dapat diterapkan? RID 1. Reaktor cepat (Generasi IV) direncanakan mulai beroperasi secara komersil tahun 2025, walaupun beberapa negara maju sudah mulai membangun reaktor cepat. Konsep reaktor yang dipresentasikan disini masih di atas kertas. Konsep ini bisa jadi alternatif untuk solusi krisis energi di masa mendatang, tapi bukan menjadi solusi utama. 2. Kendalanya adalah : Teknologi yang dipunyai oleh Indonesia dan bahan bakar TOPN Hingga siklus keberapa Uranium alam yang awalnya sebagai banklet saja hingga benar-benar seluruh bahan bakar bakar berasal dari Uranium alam (yang telah diperkaya dalam teras)? 154
11 RID Untuk reaktor yang dibagi menjadi 4 bagian dengan enrichment (dari region dalam ke luar) : 0 %, 6 %, 8%, 10%, satu siklus operasi reaktor memerlukan waktu 20 tahun. Jadi reaktor akan berisi bahan yang bersal dari blanket saja dalam waktu 80 tahun. Untuk reaktor yang dibagi menjadi 5 region : 7%, 9.75%, 10.75%,4.25%, 0%, siklus operasi reaktornya 15 tahun. Jadi reaktor berisi bahan yang berasal dari blanket saja dalam waktu 75 tahun. DFTR RIWYT HIDUP 1. Nama : Rida Siti Nur aini M, S.Si 2. Tempat/Tanggal Lahir : Ciamis, 18 gustus Instansi : Fisika-ITB 4. Pekerjaan / Jabatan : Mahasiswa 5. Riwayat Pendidikan : (setelah SM sampai sekarang) S1 Fisika- ITB ( ) 6. Publikasi (Makalah) : Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang hanya memerlukan Input Uranium lam dalam Siklus Operasinya 155
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 terperinciANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut
Lebih terperinciPENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com
Lebih terperinciPERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE
Prosidin Semirata2015 bidan MIP BKS-PTN Barat PERHITUNGN BURN UP PD REKTOR SUB KRITIS BERDY SEDNG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CLCULTION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICL CORE Nur ida* UIN Syarif
Lebih terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciPENGARUH 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 terperinciANALISIS 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 terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciBAB 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 terperinciRANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)
RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) Epung Saepul Bahrum *, Zaki Su ud *, Abdul waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA
Lebih terperinciBAB 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 terperinciI. 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 terperinciOPTIMASI 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 terperinciIII.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 terperinciSTUDI 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 terperinciTUGAS 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 terperinciBAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR
BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali
Lebih terperinciKelompok Peneliti Nuklir ITB Koordinator: Prof. Dr. Zaki Su ud
Kelompok Peneliti Nuklir ITB Koordinator: Prof. Dr. Zaki Su ud PROGRAM SECARA GARIS BESAR 1. Pengembangan SDM Nuklir untuk persiapan PLTN 2. Penyiapan teknologi yang optimal untuk situasi dan kondisi di
Lebih terperinciSOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP
SOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP Frans Madah Basoaro Wau, Imam Taufiq dan Afdal Program Pascasarjana, Jurusan Fisika
Lebih terperinciRisalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )
RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PbBi DAYA 200 MW(t) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI Epung Saepul Bahrum *, Dian Fitriyani *, Zaki Su ud *, Abdul Waris *, Bambang
Lebih terperinciBAB 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 terperinciAnalisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium
Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Muhammad Ilham 1,a), Sidik Permana 1,b) 1 Laboratorium Fisika Nuklir, Kelompok Keilmuan Fisika Nuklir
Lebih terperinciSTRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI
STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI ZAKI SU UD Jurusan Fisika Institut Teknologi Bandung, Jl. Ganesha 10, Bandung 40132, Telp.022-253-4094,
Lebih terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih terperinciDesain Reaktor Cepat Berpendingin Gas 600 MWth dengan Uranium Alam sebagai Input Siklus Bahan Bakar
Jurnal ILMU DSR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 11-15 11 Desain Reaktor epat Berpendinin Gas 600 MWth denan Uranium lam sebaai Input Siklus Bahan Bakar Desin of Gas-ooled Fast Reactor 600MWth with Natural
Lebih terperinciINVESTIGASI AWAL PERFORMA NEUTRONIK ONLINE REFUELING PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR
Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) INVESTIGSI WL PERFORM NEUTRONIK ONLINE REFUELING PSSIVE COMPCT MOLTEN SLT RECTOR ndi Purnama Jati, ndang Widi Harto, lexander gung Jurusan Teknik Fisika,
Lebih terperinciOPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT
OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis
Lebih terperinciBAB 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 terperinciANALISIS 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 terperinciDesain 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 terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM TUGAS AKHIR Karya tulis sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana dari Institut Teknologi Bandung oleh : MERI
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciDesain 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 terperinciKajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini
Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Bagian dari PROGRAM INSENTIF PENINGKATAN KEMAMPUAN PENELITI DAN PEREKAYASA TAHUN 2011 Tegas Sutondo Disampaikan
Lebih terperinciOptimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar
Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendinin Gas denan Uranium Alam sebaai Bahan Bakar Dora Andris*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *doraandris18.93@mail.com
Lebih terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih terperinciI. 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 terperinciPENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS
PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. 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 terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciEVALUASI 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 terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN
PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR
Lebih terperinciANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.
68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK
Lebih terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciSTUDI 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 terperinciANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR
ISSN 1411 240X Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan... (Anis Rohanda) ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda Pusat Teknologi
Lebih terperincidiajukan 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 terperinciANALISIS 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 terperinciSTUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK
STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK Marsodi *, As Natio Lasman*, RB. Wahyu*,, K. Nishihara **, T. Osugi**, K. Tsujimoto**,, Marsongkohadi*,, and Zaki Su ud ***, ABSTRAK
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam
Lebih terperinciPERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP
PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi PPIN BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, Indonesia 15310 Email
Lebih terperinciREAKTOR PEMBIAK CEPAT
REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio
Lebih terperinciSTUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
Proceedin Seminar dan Workshop Nasional Pendidikan Teknik Elektro (SWNE) FPTK Universitas Pendidikan Indonesia 11 Desember 2010 STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM
Lebih terperinciKEANEKARAGAMAN PREDATOR DAN PARASITOID HAMA MANGROVE DI KAWASAN RESTORASI TAMAN NASIONAL SEMBILANG SUMATERA SELATAN
ARTIKEL KEANEKARAGAMAN PREDATOR DAN PARASITOID HAMA MANGROVE DI KAWASAN RESTORASI TAMAN NASIONAL SEMBILANG SUMATERA SELATAN KESIAPSIAGAAN MASYARAKAT NAGARI BATU BAJANJANG MENUJU NAGARI TANGGUH BENCANA
Lebih terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciII. 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 terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciOPTIMASI 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 terperinciPENTINGNYA 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 terperinciPEMBANGKIT 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 terperinciPENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS
PENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS Disusun oleh : YUDHA EKA PRATOMO M0209057 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciREDUKSI ORDE MODEL REAKTOR NUKLIR DALAM DOMAIN FREKUENSI DAN WAKTU'
REDUKSI ORDE MODEL REKTOR NUKLIR DLM DOMIN FREKUENSI DN WKTU' BSTRCT ID9928 REDUCED ORDER FOR NUCLER RECTOR MODEL IN FREQUENCY ND TIME DOMIN. In control system theory, a model can be represented by frequency
Lebih terperinciDISTRIBUSI 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 terperinciSTUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWT DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016 Batam, 4-5 Agustus 2016 STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWT DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH Faisal Fuad Nursyahid 1, Topan Setiadipura
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciKARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Telah dilakukan
Lebih terperinciReaktivitas Reaktor Nuklir Sebagai Fungsi Burnup dan Waktu Operasi Reaktor a,1) Mohammad Heriyanto b,1) Giffari Alfarizy
Reaktivitas Reaktor Nuklir Sebagai Fungsi Burnup dan Waktu Operasi Reaktor a,1) Mohammad Heriyanto b,1) Giffari Alfarizy a) 10212033 b) 10212037 1) Mahasiswa Program Studi Fisika, Fakultas Matematika dan
Lebih terperinciBAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan
BAB II TEORI DASAR 2.1. Reaksi Nuklir 2.1.1. Pendahuluan Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan produk yang berbeda dari partikel awalnya dikenal dengan istilah reaksi
Lebih terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciEFEK 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 terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciPERANCANGAN KODE KOMPUTASI UNTUK ANALISIS BURNUP 3 DIMENSI SATU SIKLUS PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PERNCNGN KODE KOMPUTSI UNTUK NLISIS BURNUP 3 DIMENSI STU SIKLUS PD REKTOR PEMBIK CEPT Dian Fitriyani dan Tri Handayani Jurusan Fisika, Universitas ndalas Kapus Unand, Jl. Liau Manis Padang, Suatera Barat,
Lebih terperinciCROSS 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk
Lebih terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciREAKTOR 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 terperinciANALISIS DAN KONSEP PENANGANAN AKTINIDA MINOR DALAM LIMBAH PLTN MENGGUNAKAN TEKNOLOGI ADS
ISSN 1410-6957 ANALISIS DAN KONSEP PENANGANAN AKTINIDA MINOR DALAM LIMBAH PLTN MENGGUNAKAN TEKNOLOGI ADS Silakhuddin Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb,
Lebih terperinciAsisten : Astari Rantiza/ Tanggal Praktikum : 24 Februari 2015
MODUL FNB 1 MODUL ANALISIS KESELAMATAN PLTN Ali Akbar, Ahmad Sibaq Ulwi, Anderson, M Jiehan Lampuasa, Qiva Chandra Mahaputra, Sarah Azzahwa 121299, 12127, 121286, 121262, 121265, 121219 Program Studi Fisika,
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciBAB 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 terperinciTeknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY
Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Dalam rangka untuk mengatasi adanya kekurangan energi yang terjadi di dalam negri saat ini, maka banyak penelitian
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia merupakan negara kepulauan terbesar di dunia dengan berbagai macam sumber data alam yang terkandung di dalamnya. Eksplorasi dan Eksploitasi dilakukan demi
Lebih terperinciStudi 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 terperinciANALISIS 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 terperinciMETODA ELEMEN HINGGA UNTUK MENYELESAIKAN PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON SATU DIMENSI DUA GRUP
METODA ELEMEN HINA UNTUK MENYELESAIKAN PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON SATU DIMENSI DUA RUP Utaja *, Topan Setiadipura **, Khairina Ns ABSTRAK METODA ELEMEN HINA UNTUK MENYELESAIKAN PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON SATU
Lebih terperinciIMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN
IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN Christina Novila Soewono, Alexander Agung, Sihana Jurusan Teknik Fisika
Lebih terperinci