STATUS PENCEMBANCAN INFRA - KODE ANALISIS KINERJA BAHAN BAKAR PLTN di KOREA SELATAN

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "STATUS PENCEMBANCAN INFRA - KODE ANALISIS KINERJA BAHAN BAKAR PLTN di KOREA SELATAN"

Transkripsi

1 ISSN STATUS PENCEMBANCAN INFRA - KODE ANALISIS KINERJA BAHAN BAKAR PLTN di KOREA SELATAN Suwardi ABSTRAK STATUS PENGEMBANGAN INFRA-KODE ANALISIS KINERJA BAHAN BAKAR PLTN DI KOREA SELATAN. Bahan bakar U02 untuk PWR di dalam Negara Korea diizinkan dibakar sampai pad a bakaran 60 MWd/Kg-U rerata batang. dan direncanakan peningkatan bakaran lebih lebih tinggi. Dalam rangka meneliti perilaku batang bahan bakar pada bakaran tinggi di bawah kondisi-kondisi mantap dan transien, INFRA (Analisis Batang bahan-bakar terintegrasi, sedang dikembangkan Kaeri. Model kinerja bahan bakar untuk meneliti perilaku kelongsong dan pelet pad a bakaran tinggi itu adalah baru saja dikembangkan, dan modul analisa elemen hingga ditambahkan untuk analisa mekanik. Untuk mempelajari perilaku bahan bakar bakaran yang tinggi sepanjang RIA dan kondisi-kondisi LOCA transien, beberapa uji dalam sel panas direncanakan seperti pengujian post-irradiation (PASTEL) untuk bahan bakar bakaran tinggi, test pendinginan logam dari pelet bakaran tinggi dengan daerah bingkai, dan uji oksidasi temperatur tinggi dan uji mekanis menyangkut kelongsong yang diradiasi di bawah kondisi LOCA dengan penggunaan spesimen bahan bakar bakaran tinggi. PENDAHULUAN Dalam rangka meningkaukan ekonomi siklus bahan bakar dan mengurangi kwantitas bahan-bakar bekas, bakaran bahan bakar telah ditingkatkan secara terus-menerus dengan peningkatan sifat ketahanan korosi kelongsong. Pada pertengahan 1990, Bahan bakar U02 bakaran mencapai 60 MWD/KG-U rerata tangkai. Di dalam Negara Korea, material batang bahan-bakar maju (advanced) dan komponen-komponen seperti paduan logam zirconium mengedepan (advanced), suatu pelet baru, pengatur jarak panggangan (spacer grid), dan ujung atas/bawah, sedang dikembangkan untuk peningkatan bakaran bahan bakar dan juga kode analisis kinerja bahan bakar, INFRA, sedang dikembangkan untuk meneliti perilaku bakaran yang tinggi batang bahan-bakar di bawah posisi mantap dan transien, sampai kepada bakaran yang lebih tinggi dari 70 MWd/Kg-U rerata tangkai.[1]. Karena ramalan perilaku kelongsong dan pelet pada bakaran tinggi, beberapa model kelongsong dan pelet telah dikembangkan. Bahan bakar domestik telah diradiasi di dalam PWR sampai kepada bakaran yang lebih tinggi dari 55 MWD/KG-U rerata tangkai, dan peningkatan bakaran lebih lanjut juga telah direncanakan. Oleh karena itu, Negara Korea adalah di dalam situasi yang sama sebagaimana negara-negara yang lain di dalam isu keselamatan bahan bakar bakaran tinggi. Tabel 1 menunjukan status bakaran bahan bakar yang sedang diradiasi di dalam PWR. Uji Keselamatan bahan bakar di dalam sel panes direncanakan dengan penggunaan perakitan bahan bakar bakaran tinggi yang telah diradiasi di dalam YGN-1. Puncak bakaran batang bahan-bakar adalah sekitar 55.4 MWD/KG-U - rerata tangkai. Direncanakan pengujian di dalam sel panes seperti pengujian post-irradiation (PASTEL) untuk bahan bakar bakaran tinggi,uji pending inan logam dari pelet bakaran tinggi dengan daerah bingkai, dan test oksidasi temperatur tinggi dan mekanis untuk kelongsong yang diradiasi di bawah kondisi LOCA dengan penggunaan bahan bakar spesimen bakaran tinggi. PENGEMBANGAN BATANG KODE KINERJA BAHAN-BAKAR, INFRA Ketika bakaran bahan bakar meningkat di luar 60 MWD/KG-U, isu yang 56

2 baru untuk bahan bakar perilaku sudah muncul. Dalam rangka meramalkan perilaku dari bahan bakar bakaran tinggi, batang kode kinerja bahan bakar, INFRA sedang dikembangkan [1]. Beberapa model adalah dikembangkan baru saja untuk meramalkan ~ahan bakar perilaku bakaran yang tinggi. Khususnya, adalah penting untuk meramalkan perilaku didalam pelet daerah microstructure melingkar pad a bakaran tinggi. Keterhantaran termal di dalam daerah bingkai, mekanisme formasi microstructure bingkai, dan distribusi radial lokal dari bakaran adalah parameter penting di dalam penggambaran kesimpulan perilaku pelet pad a bakaran tinggi. Disamping itu perilaku creep-out dalam kaitan dengan bakaran yang lebih tinggi : pelepasan gas pembelahan, peningkatan korosi dan pertumbuhan memanjang, dan pengurangan duktilitas kelongsong adalah di antara parameter yang penting di dalam perilaku kelongsong pada bakaran tinggi. Spektrum energi netron dan besaran divariasi pad a posisi radial di dalam pelet bahan-bakar U02, kemudian laju densitas lokal pembelahan berubah dan diperlukan untuk meramalkan gejala itu untuk meneliti efek bingkai bahan bakar bakaran yang tinggi. Oleh karena itu, RAPID (Radial Power and Burnup Prediction by following fissile Isotope Distribution in the Pellet) Ramalan Daya Radial dan Bakaran dengan Distribusi Isotop fisil (cenderung membelah) di dalam Pelet dikembangkan untuk meramalkan daya lokal, bakaran, dan distribusi isotop belah sebagai fungsi dari posisi radial, bakaran pelet dan pengayaan awal U-235 [2]. Gambar 1 menunjukan perbandingan tentang ramalan RAPID dan Frapcon-3 dengan data yang eksperimen itu. Model RAPID meramalkan data terukur secara lebih baik. Ketika bakaran U02 meningkat, generasi gelembung gas pembelahan meningkat secara berangsur-angsur oleh pembelahan yang terkumpulkan dan oleh karena itu, bengkak oleh gelembung gas pembelahan menjadi takterabaikan. Dalam rangka menaksir bengkak disebabkan oleh gelembung gas pembelahan, dikembangkanlah model bengkak oleh gas [3]. Keterhantaran termal dari U02 diradiasi adalah suatu parameter penting di dalam bahan bakar perilaku yang berkenaan dengan panas seperti temperatur bahan bakar dan pelepasan gas pembelahan. Di dalam kode INFRA, model keterhantaran termal dikembangkan berdasarkan atas data difusivitas termal dari pengukuran Bahan bakar U02 telah diradiasi selama proses pendinginan[4]. efek dari hasil belah-inti Karena itu mempertimbangkan padat dan hasil belahinti berupa gas secara terpisah, hal itu dapat digunakan untuk menaksir keterhantaran termal U02 daerah microstructure bingkai di mana nuklida hasil belah-yang bersifat gas bergabung ke dalam gelembung gas pembelahan. Mekanisme formasi microstructure bingkai dipelajari untuk menunjukkan bahwa formasi microstructure bingkai itu tergantung tidak hanya bakaran lokal tetapi konsentrasi gas pembelahan di dalam matriks U02 [5]. Pad a konsentrasi kritis dari gas pembelahan, gelembung gas pembelahan adalah distabilkan dan diintikan, mengikuti dengan sub-division butir untuk membentuk microstructure bingkai itu. Oleh karenanya hal itu menunjukkan ketika temperatur meningkat, formasi microstructure melingkari tertunda dalam kaitan dengan pelepasan gas pembelahan dan kemudian pada temperatur tinggi daerah pelet bagian dalam, bingkai microstructure tidak akan dibentuk sama sekali bahkan pada bakaran lebih tinggi. Dalam rangka meramalkan perilaku Zircaloy-4 kelongsong pad a bakaran tinggi, dikembangkan model perilaku kelongsong Zircaloy-4 pad a bakaran tinggi di dalam area seperti creep-out dan korosi.. Pada bakaran tinggi, tekanan dalam batang bahan-bakar dapat melebihi tekanan eksternal oleh pelepasan gas pembelahan, yang mana bisa mengakibatkan pada bagian kelongsong itu menonjol keluar. Dalam rangka meneliti peristiwa ini, adalah diperlukan untuk menaksir menilai creep-out kelongsong itu 57

3 dengan tepat. Perbandingan menyangkut ramalan creep-out kelongsong dari kode analisis kinerja bahan bakar yang didasarkan atas data uji creep-down kelongsong itu dengan Halden menunjukkan bahwa kode under-estimate laju creep-out kelongsong itu. Oleh karena itu, berdasarkan atas model krip yang ada, model baru creep-out kelongsong diperoleh dengan mengubah ketergantungan dari laju krip atas perubahan fluks neutron cepat dan tekanan [6]. Gambar 2 menunjukan perbandingan hasil kalkulasi INFRA dan ramalan Frapcon-3 dengan data terukur. Model korosi kelongsong Zircaloy-4 telah dikembangkan melalui analisa dari mekanisme korosi dan model korosi lain. Parameter yang mempengaruhi korosi kelongsong bahan bakar menjadi material dan karakteristik pabrikasi menyangkut kelongsong, kimiawi air pending in, formasi hydride di dalam kelongsong, dan perubahan terus menerus neutron cepat. Model yang diperoleh dengan mempertimbangkan efek dari tiap parameter pada korosi Zircaloy. Model Yang diperoleh dievaluasi oleh kedua-duanya hal yaitu analisa kepekaan dari parameter dan kemungkinan meramalkan gejala seperti itu dari seperti misalnya distribusi korosi di sekitar axis, efek kimiawi dan akselerasi korosi air pada bakaran tinggi [ 7]. Untuk analisa mekanik pelet bahanbakar dan kelongsong yang akurat selama posisi mantap transien dan modul analisa elemen-hingga dikembangkan [8] dan menambahkannya ke kode INFRA. Kode itu menerima data yang perlu seperti sifat dan temperatur material dari kode INFRA dan mengkalkulasi ketegangan dan regangan lokal tangkai bahan bakar. RISET KESELAMATAN BAHAN BAKAR BAKARAN TINGGI Setelah hasil simulasi uji RIA di dalam CABRI Perancis disajikan pada 1994, KAERI melakukan analisa dan evaluasi keselamatan untuk perilaku Bahan bakar U02 domestik [9], di mana jika analisis 3-dimensional transien pada teras selama RIA dilakukan untuk kali pertama sebagai pekerjaan pelopor dan ukuran-ukuran/kriteria kegagalan bahan bakar dan menggunakan peningkatan entalpi bahan bakar selama RIA sebagai ganti ental pi total bahan bakar telah diusulkan untuk kali pertama, mempertimbangkan mekanisme kegagalan bahan bakar pada PCMI. KAERI juga melakukan analisa keselamatan untuk pembangkit daya nuklir domestik bahan bakar di dalam kerjasama dengan organisasi nuklir lain seperti KINS (Korea Institute of Nuclear Safety- Institut Keselamatan Nuklir Negara Korea) dan KEPCO [10]. KAERI telah dan terus mengembangkan teknologi bahan bakar maju untuk PWR sebagai proyek nuklir nasional sejak Dalam rangka bersiap-siap menghadapi pengembangan dan komersialisasi dari bahan bakar bakaran tinggi, sifat bahan bakar bakaran tinggi dan data test terkait telah dianalisis. Perilaku bahan bakar di bawah kondisi RIA dan isu keselamatan untuk bahan bakar bakaran tinggi telah dianalisa. Ditemukan bahwa test lebih lanjut akan diperlukan dalam area tersebut sebagaimana kegagalan bahan bakar dan dispersi di bawah kondisi RIA, korosi kelongsong pada temperatur tinggi, kelainan bentuk mekanis di bawah LOCA. Bahan bakar domestik telah diradiasi sampai kepada bakaran rata-rata tangkai yang lebih tinggi daripada 55 MWD/KG-U. Rencana untuk riset keselamatan dibentuk setelah analisa isu keselamatan bahan bakar dan pemakaian bahan bakar serta rencana pengembangan domestik [11]. Sasaran riset keselamatan bahan bakar adalah ditetapkan sebagai berikut: - Reevaluation Ukuran-Ukuran/kriteria Keselamatan untuk PWR Bahan bakar Bakaran Tinggi -Test Keselamatan, Verifikasi dan pembangunan Database untuk Bahan bakar Domestik Bakaran Tinggi -pengembangan Teknologi Analisa Keselamatan untuk Bahan bakar Bakaran Tinggi 58

4 KESIMPULAN Kode kinerja bahan bakar INFRA sedang dan telah dikembangkan KAERI dalam rangka meramalkan perilaku bahan bakar bakaran yang tinggi di bawah posisi kondisikondisi mantap dan transien. Model untuk ~nalisis kinerja bahan bakar baru saja mulai dikembangkan yaitu untuk menaksir perilaku bahan bakar bakaran tinggi: untuk pelet, model bengkak oleh gas, model keterhantaran termal, model mekanisme formasi bingkai melingkar, serta program RAPID untuk meramalkan bakaran dan daya lokal, dan untuk kelongsong, model creep-out, model sifat mekanis, dan model korosi, dan modul analisa elemenhingga untuk analisa mekanik batang bahanbakar sepanjang kondisi transien. Bahan bakar domestik Korea Selatan telah diradiasi di dalam PWR sampai kepada suatu bakaran rerata tangkai 55 MWd/Kg-U. Oleh karena itu, Negara Korea adalah di dalam situasi yang sama sebagai negara-negara yang lain di dalam hal keselamatan bahan bakar bakaran tinggi. Suatu rencana riset keselamatan telah dibentuk. Simulasi uji untuk RIA dan LOCA akan dilakukan dengan penggunaan spesimen bahan bakar dan ukuran-ukuran/kriteria keselamatan bahan bakar bakaran tinggi akan dievaluasi kembali dan perkakas analisa untuk masalah yang terkait dengan transien akan dikembangkan. ACUAN [1] LEE, C.B. et ai., "Development of U02 Fuel Rod Performance Analysis Code, INFRA", Proceedings of KNS 2001 Fall Meeting, 2001 [2] LEE, C.B.,, et ai., "RAPID model to predict radial burnup distribution in LWR U02 fuel", J. of Nuclear Mater., vol.282, p.196, [3] KIM, D.H. et ai., "Fission Gas Swelling Model of high burnup Fuel", Proceedings of KNS Fall Meeting, [4] LEE, C.B. et ai., "Development of Irradiated U02 Thermal Conductivity Model", IAEA Technical Committee Meeting on Nuclear Fuel Behavior Modelling at High Burnup and its Experimental Support, Windermere, UK, [5] LEE, C.B., and Y.H. JUNG, "An Attempt to Explain High Burnup Structure Formation Mechanism in U02 Fuel", J. of Nuclear Mater., vo1.279, p.207, [6] BANG, J.G. et ai., "Development of LWR Zircaloy-4 Cladding Creep-out Model", Proceedings of KNS 1998 Fall Meeting, [7] BANG, J.G. et ai., "Development of LWR Fuel Zircaloy-4 Cladding Corrosion Model", Proceedings of KNS 1999 Fall Meeting, [8] KWON, Y.D. et ai., "Development of Finite Element Module Technology", KAERI/CM 399/99, KAERI, [9] LEE, C.B. et ai., "Analysis of the Fuel Rod Behavior Under the Rod Ejection Accident in the Pressurized Water Reactor", OECD/NEA Specialists Meeting on Transient Behavior of High Burnup Fuel, Cadarache, France, [10] LEE, C.B. et ai., "Analysis of Fuel Behavior During Rod Ejection Accident in the Korea Standard PWR", 1997 Int. Top. Mtg. on LWR Fuel Performance, Portland, [11] LEE, C.Bet ai., "Analysis of High Burnup Fuel Safety Issues", KAERIITR-1693/2000, KAERI, [12] J.G. BANG, C.B. LEE, D.H. KIM, Y.M. KIM, Y.S. YANG, Y.H. JUNG STATUS OF HIGH BURNUP FUEL SAFETY RESEARCH IN THE REPUBLIC OF KOREA, Korea Atomic Energy Research Institute, Yuseong, Daejeon, Republic of Korea 59

5 HasH Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 LAMPIRAN. Tabel-1: Stataus tingka bakar bahan bakar PLTN di Korea Tipe Reaktor kw/ft IRerata Masuk Daya MWD/MTU Keluar Bakaran Teras Diijinkan Pendingin Tingkat Panas Kanal Temperatur Faktor 000 Siklus Teras c m..c C) C!) C» 40 3D Measured Data --INFRA --- Frapcon-:l o {} I 20 I Irradiation Time, days Gambar-1: Perbandingan distribusi radial [dari] nuklida Pu dan bakaran. GAMBAR-2: Perbandingan Ramalan NFRA dengan Data Hasil pengukuran. 60

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH

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

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi

Lebih terperinci

RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA

RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA RINGKASAN Untuk meningkatkan nilai ekonomisnya, PLTN harus dapat mensuplai daya sesuai kebutuhan pada saat diperlukan. Oleh karena

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

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

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR PEMBIAK CEPAT REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio

Lebih terperinci

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet

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

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN

Lebih terperinci

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR

ANALISIS 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 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

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 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

ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK

ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono 1, Etty Marti Wigayati 2 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,

Lebih terperinci

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR

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

PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER ISSN 979-409 PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PENGUKURAN

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

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. 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 terperinci

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. DEFINISI Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. Batas-batas Yang Dapat Diterima (Acceptable limits) Batas-batas yang dapat diterima oleh badan pengaturan. Kondisi

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

PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al

PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al ABSTRAK PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al Susworo, Suhardyo, Setia Permana Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-7Mo/Al. Pembuatan pelat elemen bakar/peb mini

Lebih terperinci

PADA BAHAN BAKAR UO2 DERAJAT BAKAR TINGGI TERHADAP PELEPASAN GAS HASIL FISI

PADA BAHAN BAKAR UO2 DERAJAT BAKAR TINGGI TERHADAP PELEPASAN GAS HASIL FISI Prosiding Presentasi I/miah Daur Bahan Bakar Nukfir V P2TBDU dan P2BGN-BA TAN Jakarla, 22 Pebruari 2000 ISSN 1410-1998 EFEK REKRISTALISASI PADA BAHAN BAKAR UO2 DERAJAT BAKAR TINGGI TERHADAP PELEPASAN GAS

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah

Lebih terperinci

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor

Lebih terperinci

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR DAYA

PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR DAYA Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR DAYA Tri Yulianto ABSTRAK PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR DAYA. Kegiatan pengembangan

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

PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER No. 02/ Tahun I. Oktober 2008 ISSN 19792409 PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN UZr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PENENTUAN

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan

Lebih terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut

Lebih terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir

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

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr

PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr ISSN 0852-4777 Proses Pengompakan dan Penyinteran Pelet CERMET UO 2-Zr (Tri Yulianto, Meniek Rachmawati, Etty Mutiara) PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr Tri Yulianto, Meniek Rachmawati,

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan

Lebih terperinci

TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR Erlan Dewita, Djati H Salimy Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta12710 Telp/Fax:

Lebih terperinci

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok

Lebih terperinci

ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER YANLINASTUTI, SUTRI INDARYATI, RAHMIATI Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Serpong Abstrak ANALISIS

Lebih terperinci

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok

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

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010 Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER

ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER ANALISIS SIFAT TERMAL LOGAM URANIUM, PADUAN UMo DAN UMoSi MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER YANLINASTUTI, SUTRI INDARYATI, RAHMIATI Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Serpong Abstrak ANALISIS

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

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 Urania Vol. 16 No. 4, Oktober 2010 : 145-205 PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 ABSTRAK Suroso (1) dan Sukmanto Dibyo (1) Pusat Teknologi Rekayasa dan Keselamatan

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK 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 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Penelitian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di dunia, yang menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar. PLTN

Lebih terperinci

PENENTUAN LAJU KOROSI PADA SUHU 150 ac UNTUK BAHAN STRUKTUR AIMg2 PASCA PERLAKUAN PANAS

PENENTUAN LAJU KOROSI PADA SUHU 150 ac UNTUK BAHAN STRUKTUR AIMg2 PASCA PERLAKUAN PANAS Hasil Hasil Penelitian EBN Tahun 2005 ISSN 0854-5561 PENENTUAN LAJU KOROSI PADA SUHU 150 ac UNTUK BAHAN STRUKTUR AIMg2 PASCA PERLAKUAN PANAS Maman Kartaman A, Sigit dan Dedi Hariadi ABSTRAK PENENTUAN LAJU

Lebih terperinci

STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU

STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATA ISSN 14106086 Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan TeknologiRISTEK STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI

Lebih terperinci

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 ISSN 1907 2635 Reaksi Termokimia Paduan AlFeNi dengan Bahan Bakar U 3Si 2 (Aslina Br.Ginting, M. Husna Al Hasa) REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 Aslina Br. Ginting dan M. Husna

Lebih terperinci

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN

Lebih terperinci

PE 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 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 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

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

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

Lebih terperinci

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

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal. J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,

Lebih terperinci

STUDI SIFAT BAHAN BAKAR URANIUM SILISIDA AKIBAT IRADIASI

STUDI SIFAT BAHAN BAKAR URANIUM SILISIDA AKIBAT IRADIASI ID0100126 Pmsiding Pesentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir II STUDI SIFAT BAHAN BAKAR URANIUM SILISIDA AKIBAT IRADIASI ABSTRAK Supardjo Pusat Elemen Bakar Nuklir STUDI SIFAT BAHAN BAKAR URANIUM SILISIDA

Lebih terperinci

KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN

KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN No.06 / Tahun III Oktober 2010 ISSN 1979-2409 KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN Martoyo, Ahmad Paid, M.Suryadiman Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah

BAB I PENDAHULUAN. Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar belakang Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Seiring dengan pemanfaatan PLTN terdapat kecenderungan penumpukan

Lebih terperinci

INVESTIGASI PENGARUH RETAK RADIAL PADA PELET EKSENTRIS TERHADAP PARAMETER TERMAL ELEMEN BAKAR PWR

INVESTIGASI PENGARUH RETAK RADIAL PADA PELET EKSENTRIS TERHADAP PARAMETER TERMAL ELEMEN BAKAR PWR INVESTIGASI PENGARUH RETAK RADIAL PADA PELET EKSENTRIS TERHADAP PARAMETER TERMAL ELEMEN BAKAR PWR Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN)-BATAN Kawasan Puspiptek Serpong

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada

Lebih terperinci

BAB 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 PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA*

STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA* STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA* Mulya JUARSA, Anhar R. ANTARIKSAWAN PUSAT TEKNOLOGI REAKTOR DAN KESELAMATAN NUKLIR PTRKN Gedung80 Kawasan PUSPIPTEK Serpong,

Lebih terperinci

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN

Lebih terperinci

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

Lebih terperinci

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA

Lebih terperinci

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan

Lebih terperinci

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Di Susun Oleh: 1. Nur imam (2014110005) 2. Satria Diguna (2014110006) 3. Boni Marianto (2014110011) 4. Ulia Rahman (2014110014) 5. Wahyu Hidayatul

Lebih terperinci

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH

ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH Anni Rahmat, dkk. ISSN 0216-3128 179 ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH Anni Rahmat, Roziq Himawan Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam bentuk bom atom yang dijatuhkan di Hiroshima dan Nagasaki dalam Perang Dunia II tahun 1945. Sedemikian

Lebih terperinci

PENGARUH KANDUNGAN Fe DAN Mo TERHADAP KETAHANAN KOROSI INGOT PADUAN ZIRLO-Mo DALAM MEDIA UAP AIR JENUH

PENGARUH KANDUNGAN Fe DAN Mo TERHADAP KETAHANAN KOROSI INGOT PADUAN ZIRLO-Mo DALAM MEDIA UAP AIR JENUH ISSN 0852-4777 Pengaruh Kandungan Fe dan Mo Terhadap Ketahanan Korosi Ingot Paduan Zirlo-Mo Dalam Media Uap Air Jenuh (Sungkono, Futichah) PENGARUH KANDUNGAN Fe DAN Mo TERHADAP KETAHANAN KOROSI INGOT PADUAN

Lebih terperinci

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Kecelakaan yang terjadi pada reaktor Three Mile Island No.2 (TMI-2) di Amerika Serikat pada bulan Maret 1979, telah mengakibatkan sekitar separuh

Lebih terperinci

ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET ISSN 907 635 ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Aslina Br.Ginting, M.Husna Al Hasa, Masrukan Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK, Tangerang

Lebih terperinci

PENGARUH UNSUR GERMANIUM TERHADAP KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-Nb-Mo-Ge UNTUK MATERIAL KELONGSONG PERUSAHAAN LISTRIK TENAGA NUKLIR

PENGARUH UNSUR GERMANIUM TERHADAP KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-Nb-Mo-Ge UNTUK MATERIAL KELONGSONG PERUSAHAAN LISTRIK TENAGA NUKLIR Pengaruh Unsur Germanium Terhadap Ketahanan Korosi Paduan Zr-Nb-Mo-Ge untuk Material Kelongsong Perusahaan Listrik Tenaga Nuklir (B. Bandriyana) Akreditasi LIPI Nomor : 395/D/2012 Tanggal 24 April 2012

Lebih terperinci

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN

2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) DAN JENIS-JENIS REAKTOR PLTN (Yopiter L.A.Titi, NRP:1114201016, PascaSarjana Fisika FMIPA Institut Teknologi Sepuluh November (ITS Surabaya) 1. Pendahuluan Nuklir

Lebih terperinci

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN

Lebih terperinci

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Perpindahan panas adalah perpindahan energi yang terjadi pada benda atau material yang bersuhu tinggi ke benda atau material yang bersuhu rendah, hingga tercapainya kesetimbangan

Lebih terperinci

BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR

BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR RINGKASAN Beberapa tipe Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR), Reaktor Air Tekan Rusia (VVER),

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RINGKASAN Meskipun terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin ( Loss Of Coolant Accident, LOCA), seandainya bundel bahan bakar dapat

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

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1

Lebih terperinci

Definisi PLTN. Komponen PLTN

Definisi PLTN. Komponen PLTN Definisi PLTN PLTN adalah sebuah pembangkit daya thermal yang menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah Pembangkilt Listrik

Lebih terperinci

PENGARUH KANDUNGAN Si TERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-Nb-Si

PENGARUH KANDUNGAN Si TERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-Nb-Si ISSN 1907 2635 Pengaruh Kandungan Si terhadap Mikrostruktur dan Kekerasan Ingot Zr-Nb-Si (Heri Hardiyanti, Futichah, Djoko Kisworo, Slamet P.) PENGARUH KANDUNGAN Si TERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN

Lebih terperinci

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS

ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS Analisis Pengaruh Daya Untuk Pengujian Pin Bahan Bakar Tipe PWR di PRTF RSG-GAS Edy Sulistyono, Tri Yulianto ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS Edy Sulistyono,Tri

Lebih terperinci

2014, No MANAJEMEN TERAS. Langkah-langkah Manajemen Teras terdiri atas:

2014, No MANAJEMEN TERAS. Langkah-langkah Manajemen Teras terdiri atas: 8 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG MANAJEMEN TERAS SERTA PENANGANAN DAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR NONDAYA MANAJEMEN TERAS Langkah-langkah

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

KONSEP 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 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 terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang

Lebih terperinci