ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS
|
|
- Utami Lesmono
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003 ISSN ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Tukiran Surbakti Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset (P2TRR) - BAT AN ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN PADA MODA OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS. Untuk memenuhi keperluan eksperimen fisika teras, RSG GAS dioperasikan tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer. Keselamatan pengoperasian reaktor dengan moda pendinginan konveksi alam telah dianalisis. Analisis ini dilakukan dengan tujuan untuk membuktikan secara teknis bahwa pengoperasian reaktor memenuhi marjin keselamatan dan tidak melanggar peraturan perijinan. Analisis dilakukan dari tiga aspek keselamatan yaitu perhitungan termohidrolika pendinginan konveksi alam menggunakan paket program NA TCON, insersi reaktivitas menggunakan POKDYN dan dengan mempertimbangkan batas kondisi operasi RSG-GAS. Hasil analisis termohidrolika menunjukkan bahwa RSG GAS dapat dioperasikan hingga mencapai daya 757,74 KW tanpa mengoperasikan pendingin primer, dimana pengoperasian dibatasi hingga 300 KW. Hasil analisis keselamatan pada insersi reaktivitas pa~a daya awal 1 watt dengan daya maksimum 300 KW tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras 0,1403 $/detik dengan perioda sebesar 0,45 detik. Apabila dibandingkan dengan batas alarm maupun batas proteksi reaktor maka dapat dibuktikan bahwa penyisipan reaktivitas pada daya rendah ini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksi Kata kunci : konveksi alam, NATCON, POKDYN, batas operasi ABSTRACT SAFETY ANALYSIS OF THE NATURAL CONVECTION OPERATION MODE OF THE RSG-GAS REACTOR. For the purpose of core physics experiment, the RSG-GAS can be operated without primary coolant. The reactor operation safety using free convection mode has been analyzed. The purpose of analysis is to prove that the rector operation fulfill the safety margin and not pass the safety limit, as technically. The analysis was done by doing 3 safety aspects, namely, free convection thermalhydraulic analysis using NATCON, POKDYN and consider to the RSG-GAS limiting condition operation (LCO). The result of analysis showed that the RSG-GAS could be operated until KW without primary coolant. Whereas the limit power is 300 KW. The safety analysis by doing reactivity insertion at power level of 1 W, the reactor will reach the maximum power of 300 KW at 29 second and that time the core reactivity is $/s and period is about 0.45 second. If it is compared to alarm limit and reactor protection limit, so it can be proved that reactivity insertion at low power level showed that not passed the reactor protection limit. Keywords: Free convection, NATCON, POKDYN, operation limit. 307
2 Seminar Tahunan Pengawasan Pcmanfaatan Tenaga Nuklir Jakarta, II Dcsember 2003 ISSN PENDAHULUAN Sesuai dengan Laporan Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS, terdapat 4 (empat) moda pengoperasian reaktor. Salah satu diantaranya adalah Moda operasi 2, moda ini digunakan pada start-up dan operasi daya rendah, dimana reaktor dioperasikan pada ~ 1% dari daya nominal (300KW), term asuk kondisi kritis dan subkritis. Pada eksperimen Fisika Teras seperti kalibrasi batang kendali diperlukan moda pendinginan konveksi alam agar diperoleh kondisi yang diinginkan yaitu tidak adanya umpan balik reaktivitas suhu. Demikian pula pada pengukuran fluks neutron menggunakan keping (jail) atau kawat (wire), dipersyaratkan tidak diijinkan adanya aliran agar keping atau kawat tidak hanyut terbawa aliran pendingin. Untuk itu diperlukan jaminan keselamatan yang diperoleh dari serangkaian analisis perhitungan yang perlu dimasukkan ke dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS. Analisis keselamatan penerapan Moda pendinginan konveksi alam (moda 2) terhadap operasi reaktor selain dilakukan dengan analisis perhitungan juga dengan memperhitungkan batasan pengoperasian reaktor. Sebelum melakukan analisis, terlebih dahulu perlu ditentukan jenis kecelakaan yang mungkin dapat terjadi pada Moda operasi ini. terjadinya kecelakaan antara lain adalah: Kondisi kritis yang dapat memicu 1. Terjadinya onset of nucleate boiling 2. Kenaikan daya reaktor akibat insersi reaktivitas pada daya rendah 3. Perioda reaktor karena kenaikan daya yang cepat. Ruang lingkup analisis dibatasi terhadap karakteristika termohidrolika elemen bakar dan pendingin, dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas dan batasan spesifikasi teknis dari pengoperasian reaktor. Analisis termohidrolika dilakukan terhadap Moda pendinginan konveksi alam pada kondisi tunak (steady state) menggunakan program perhitungan NA TCON, yaitu perhitungan perpindahan panas pada elemen bakar berbentuk pelat dengan moda pendinginan konveksi alamo Sedangkan dinamika reaktor tanpa pendingin pada kondisi transien dilakukan dengan paket perhitungan POKDYN, yaitu perhitungan dinamika reaktor akibat insersi reaktivitas menggunakan teori point kinetik. Seluruh data perhitungan menggunakan data bahan bakar silisida dengan tingkat muat 2,96 g U/cc. 308
3 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desclllbcr 2003 ISSN TEOR! Program Perhitungan NATCON dan Fenomena Pendinginan Konveksi Alam Program perhitungan NA TCON dikembangkan untuk menganalisis termohidrolik dalam keadaan tunak dari EB jenis pelat pada reaktor riset yang didinginkan seeara konveksi alam(l). Batas maksimum pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam adalah suhu terjadinya awal pendidihan inti (ONB=Onset of Nucleate Boiling). Program tersebut antara lain akan menghitung gaya apung, gaya gesek, keeepatan pendingin, koefisien perpindahan panas, suhu kelongsong, suhu bahan bakar dan suhu dinding dimana terjadi awal pendidihan inti berdasarkan korelasi Bergles Rohsenow. Air pendingin mengalir mengambil panas yang dibangkitkan oleh bahan bakar dengan arah aliran dari bawah ke atas karena adanya perbedaan rapat massa dalam air pendingin. Gaya apung yang dihasilkan diimbangi dalam arah yang berlawanan oleh gaya gesek yang dihasilkan dari aliran air pendingin yang mempunyai densitas tertentu. Gaya apung dan gaya gesek terse but ditunjukkan oleh persamaan (1) dan (2) di bawah ini. dengan: Pc == rapat massa rerata dari kolom air yang terpanasi, dirumuskan sebagai: (1) I Lc Pc = - fpc(x) dx (2) Lc 0 PAMB == rapat massa dari pendingin dalam tangki reaktor, Jg/cm31; Ac == luas tampang lintang kanal pendingin, Icm21; Lc == panjang kolom air yang terpanasi dari kanal pending in, leml. Gaya apung menyebabkan suatu aliran yang dihambat oleh gaya gesekan yang menghasilkan suatu penurunan tekanan. Keeepatan dari aliran akan mencapai suatu harga tertentu yang disebut keeepatan terminal di mana gaya apung tepat setimbang atau diimbangi oleh gaya gesek. Gaya gesek ini dapat dinyatakan sebagai : F F (3) 309
4 Scminar Tahunan Pcngawasan Pcmanfaatall Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmbcr 2003 ISSN fg v 6zi DH dengan: p rapat keeepatan faktormassa gesekan; aliran pendingin inlet, lemldetikl; == == tinggi garis pereepatan tengah kenaikan gravitasi, ataudari diameter noda lemldet21; dalam hidrolik di lokasi d.h.i. kanal dari yang diambil pendingin, kanal ditunjukkan, harga pendingin, leml; g = Ig/em31; 9,80665 leml. m1det2; Fluks panas yang terjadi pada awal pendidihan inti dinyatakan dengan persamaan (4) dari korelasi Bergles- Rohsenov (4) di mana fluks panas (q/a) dinyatakan dalam Btu/(jam ft2), tekanan p dinyatakan dalam lbrfem2 abs. (mutlak), dan suhu T dinyatakan dalam of. Fenomena awal terjadinya pendidihan inti ditunjukkan oleh Gambar 1(2). Pendidihan titik telah terjadi pada saat ONB, apabila pad a saat itu fluks panas ditambah, maka akan terjadi fraksi void di dalam kanal pendingin dimana hal ini dapat memieu terjadinya instabilitas aliran. 108 => ::r: r:::..~ E <: () >< 0.2l04 ~ ~ N J02 J07! Excess temperature T.- Tsal' (QC) 1000 Gambar 1. Profil aliran sebagai fungsi fluks panas 310
5 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN Insersi Reaktivitas Menggunakan Program POKDYN Program POKDYN ditulis dalam bahasa FORTRAN yang terdiri dari Main Program, Subrutin POKS, Subrutin POKIN, dan Function REAC yang menggunakan persamaan kinetika titik untuk menyelesaikan perhitungan kondisi transien dari segi neutronik dan kecelakaan karena penyisipan reaktivitas(3). Persamaan kinetika titik yang digunakan ditunjukkan dalam persamaan(5) dengan : ~ =[P(t~-fJ]P(t)+*AjCj +Sp (5) P j3 = daya reaktor = fraksi neutron kasip A = fraksi neutron kasip kelompok ke -j q = parameter proporsional untuk konsentrasi prekursor neutron kasip Sp = kuat sumber neutron ~ = konstanta peluruhan konsentrasi prekursor neutron kasip kelompok ke j A = waktu generasi neutron serempak Peks= reaktivitas eksternal yang disebabkan oleh pergerakan batang kendali Ptb = reaktivitas umpan balik Ptot = reaktivitas transien total Reaktivitas awal daya transien menyinggung respon sistem reaktor nuklir dalam perubahan Peks(t) pada berbagai tingkat daya. Efek lain yang menyebabkan perubahan reaktivitas adalah karena adanya perubahan daya. Batas Operasi Pada pengoperasian reaktor menggunakan moda pendinginan konveksi alam diberlakukan batas kondisi operasi sebagai berikut (4) : 1. Daya maksimum sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW. 2. Alarm karena perioda, 10 detik, batas scram, 15 detik. 3. Bridging untuk kenaikan daya di atas 300 KW. 311
6 Seminar Tahunan Pengawasan Pcmant'aatan Tenaga Nuklir Jakarta, 11 Desember 2003 ISSN TAT A KERJAIPEMODELAN 1. Perhitungan termohidrolika RSG-GAS dengan moda pendinginan konveksi alamo Pendinginan konveksi alam pada kondisi tun~k dilakukan dengan menggunakan program NA TCON. Perhitungan dilakukan untuk elemen bakar silisida dengan tingkat muat 2,96 g Dice. Parameter termohidrolika dan daya reaktor maksimum dengan batasan terjadinya awal pendidihan inti dilakukan dengan menggunakan opsi perhitungan daya otomatis. Daya maksimum yang' merupakan batas keselamatan pengoperasian reaktor tercapai, apabila mulai terjadi ONB. 2. Perhitungan insersi reaktivitas Perhitungan ini menyimulasikan keadaan terjadinya kecelakaan reaktivitas pada saat pengoperasian reaktor dengan moda pendinginan konveksi alamo Kecelakaan dimodelkan dengan memberikan reaktivitas positif akibat penarikan batang kendali, dengan memperhitungkan waktu tunda (delay time) antara sinyal dan jatuhnya batang kendali sebesar 0,5 detik. HASIL DAN PEMBAHASAN Analisis Pcndinginan Konvcksi Alam Hasil perhitungan parameter termohidrolik pada sistem pendinginan konveksi alam pad a beberapa tingkat daya, dengan bahan bakar oksida dan silisida dirangkum dalam Tabel 1. Seperti telah dijelaskan di atas, batas keselamatan daya pada moda pendinginan konveksi alam dilakukan dengan menggunakan opsi perhitungan daya otomatis, dimana daya maksimum yang diijinkan dari analisis perhitungan ini adalah tercapainya suhu awal pendidihan inti (JONB=Onset of Nucleate Boiling). Perhitungan dimulai dari pembangkitan daya sebesar 10 KW tanpa mengoperasikan pendingin primer dan sekunder, kemudian diikuti dengan kenaikan pembangkitan daya setiap 100 KW hingga mencapai daya maksimum. Terjadinya aliran pendingin yang bergerak dari bawah ke atas murni berasal dari beda densitas yang disebabkan karena beda suhu pendingin yang menerima panas dari elemen bakar. Kecepatan alir air pendingin terjadi apabila gaya apung (FB) dapat mengatasi atau lebih besar dibanding gaya gesek (FF)' 312
7 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN Gaya yang mengakibatkan bergeraknya air pendingin ini akan naik secara linier sesuai dengan daya yang dibangkitkan (lihat Tabel 1). Tabel 1. HasH Perhitungan Parameter Termohidrolilm Pada Moda Pendinginan Konveksi alam Daya Reaktor 757,74 126,38 126,57 2, ,74 silisida 73, ,5 85,9 9,059 0,0154 0,00 KW ,2117 0,8993 silisida 0, ,32 85,26 85,33 53,69 5,419 44,5 67,4 KW Daya maksimum dicapai ketika ~ TONB= ODC, daya reaktor maksimum yang diijinkan pada sistem pendinginan konveksi alam adalah sebesar 757,74 KW, dengan kecepatan pendingin sebesar 9,059 cm/detik (5,6). Terjadinya perubahan kemampuan pembangkitan daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam ini diperkirakan berasal dari perubahan konduktivitas bahan bakar silisida. Kecepatan maksimum aliran pendingin di dalam EB sebesar 9,059 cm/detik ini berasal dari beda densitas pendingin dari nodal aksial bawah hingga nodal berikut di atasnya, besar bilangan Re adalah antara 741,6 hingga 1312,0. Sehingga dapat dikatakan bahwa pada sistem pendinginan konveksi alam, pengambilan panas yang dibangkitkan teras RSG- GAS masih terjadi secara aliran laminar. Akibat dari tidak adanya pengambilan panas secara paksa maka suhu kelongsong mendekati suhu bahan bakar. Suhu yang hampir sarna ini menunjukkan kemampuan pengambilan panas yang lebih lambat pada sistem pendinginan konveksi alam dibanding sistem pendinginan konveksi paksa. Akibat kelambatan ini maka dapat dikatakan suhu terakumulasi pada kelongsong dan selanjutnya akan menyebabkan 313
8 Scminar Tahllnan I'cngawasan I'cmanfaatan Tcnaga NlIklir - Jakarta. 11 Dcscmhcr 2003 ISSN tercapainya suhu awal pendidihan inti. Suhu maksimum kelongsong dan bahan bakar berkisar antara 126,35 C hingga 127,33 C. Tingkat pengoperasian daya reaktor pada moda pendinginan konveksi alam ini mencapai 757,74 KW tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari daya nominal atau sebesar 300 kw. Hasil analisis keselamatan menunjukkan bahwa RSG GAS mampu dioperasikan di atas batas kondisi operasi yang ditentukan. Profil suhu sepanjang elemen bakar daya 757,74 KW pada kondisi tunak dapat dilihat pada Gambar N E ~ ; ~ ~ IJI " U o o Jarak Aksial (em) ' 100 U o 80 -; ~ 60 ~ en o 60 - Fluks pns. Silisida -t- Tpendingin silisida -+- Tkelongsong silisida -- Tbahan bakar silisida Gambar 2. Karakteristika Termohidrolika Elemen Bakar RSG-GAS Kondisi Tunak Pada Moda pendinginan konveksi alam Analisis Kcselamatan Akibat Penyisipan Reaktivitas Untuk menganalisis kecelakan reaktivitas teras RSG-GAS berdasarkan insersi reaktivitas, dilakukan skenario kecelakaan dengan mengangkat semua batang kendali reaktor secara simultan. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program komputer. Program yang digunakan dalam analisis ini adalah program perhitungan POKDYN. Dalam perhitungan ini akan dianalisis karakteristik teras RSG-GAS akibat perubahan daya karena penyisipan reaktivitas, tanpa memperhitungkan umpan balik reaktivitas bahan bakar dan moderator (7,8). Perhitungan dilakukan secara transien, 314
9 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta. II Dcscmhcr 2003 ISSN daya sejak keadaan setimbang hingga terjadinya keadaan transien akibat gangguan reaktivitas diamati sebagai fungsi waktu. Dalam perhitungan ini dapat diamati perubahan daya terhadap waktu hingga mencapai daya maksimum dan reaktor terpancung. Analisis dilakukan dengan memodelkan terjadinya kecelakaan reaktivitas sebesar 0,0273$/detik akibat penarikan batang kendali pada daya rendah yaitu 1 watt, waktu tunda antara sinyal dan trip adalah 0,5 detik. Dalam perhitungan ini dianggap tidak ada aliran pendingin dan simulasi dilakukan pada trip daya 300 KW. Hasil analisis keselamatan pada insersi reaktivitas pada daya awal 1 watt dengan daya maksimum 300 KW, tercapai pada detik ke 29, pada saat itu reaktivitas teras mencapai 0, i1k/k atau 0,1403 $/detik. Apabila dibandingkan dengan batas alarm maupun batas proteksi reaktor maka dapat dibuktikan bahwa penyisipan reaktivitas pada daya rendah ini tidak menunjukkan terlampauinya batas proteksi. Aspck Kesclamatan Opcrasi Pengoperasian suatu sistem reaktor maupun pengoperasian reaktor dengan berbagai moda memiliki prosedur pengoperasian masing-masing. Dari aspek pengoperasian reaktor, pengoperasian moda pendinginan konveksi alam ini harus dilakukan dengan batasan dan prosedur pendinginan konveksi alam dimana pompa pendingin primer tidak dioperasikan, yaitu reaktor dioperasikan dengan daya maksimum sebesar 1% dari daya nominal atau 300 KW. Tingkat pengoperasian daya ini jauh dibawah kemampuan hasil analisis keselamatan. Pada daya 300 KW, suhu kelongsong dan bahan bakar hampir sarna yaitu sebesar ± 85 C, sedangkan suhu pending in adalah 53,7 C. Suhu ini beradajauh di bawah suhu awal pendidihan inti. Alarm karena perioda (perub1han fluks neutron sebagai fungsi waktu) sebesar 10 detik akan membatasi penarikan batang kendali, tanpa sengaja. Sedangkan batas scram adalah 15 detik. Human error pada pengoperasian reaktor moda pendinginan konveksi alam, diantisipasi dengan mengunci penaikan level daya yang lebih tinggi (Bridging), untuk kenaikan daya di atas 300 KW. 315
10 Seminar Tahullan Pengawasan PemallfaatanTenagaNuklir-Jakarta.11 Oesember 2003 ISSN KESIMPULAN Dari analisis keselamatan di atas dapat disimpulkan bahwa penerapan moda pendinginan konveksi alam tanpa mengoperasikan pompa pendingin primer pada daya maksimum 300 KW kondisi steady state tidak mencapai suhu pendidihan inti. Pendidihan inti baru terjadi pada daya 757,74 KW. Kenaikan kemampuan tingkat pengoperasian daya reaktor ini tidak mengubah marjin pengoperasian daya reaktor pada sistem pendinginan konveksi alam karena adanya pembatasan daya sebesar 1% dari daya nominal atau sebesar 300 kw. Sedangkan dari hasil analisis kecelakaan reaktivitas teras RSG-GAS berbahan bakar silisida dengan tingkat muat 2,96 g U/cc dengan menggunakan program POKDYN dapat disimpulkan bahwa insersi reaktivitas pada saat start-up dengan qaya awal 1 W marjin keselamatan pada model kecelakaan tersebut masih mencukupi. Secara keseluruhan dapat dinyatakan bahwa penggunaan moda pendinginan konveksi alam terhadap operasi reaktor RSG-GAS berbahan bakar silisida RSG-GAS dengan tingkat muat 2,96 gu/cc tidak melampaui batas keselamatan. DAFT AR PUS}' AKA 1. R. S. SMITH dan W. L. WOODRUFF, A Computer Code, NATCON, for The Analyses of Steady-State Thermal-Hydraulics and Safety Margins in Plat-Type Research Reactors Cooled by Natural Convection, ANL/RERTR/TM-12, Argonne National Laboratory, 9700 South Cass Avenue, Argonne, Illinois, M.M. EL- WAKIL, Nuclear Heat Transport, The American Nuclear Society La Grange Park, Illinois. 3. OM PAL SINGH,et.al., POKDYN: A Point Dynamics Code with Reactivity Feed Back Through Dynamics Power Coefficient of Reactivity, Project: IAEA-PPTN, No. INS /3, BATAN, Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA Siwabessy, Rev.8, Maret ENDIAH PUJI HASTUTI and MASANORI KAMINAGA Thermal Hydraulic Transient Accident Analysis of The RSG-GAS Silicide Core Design by Using EUREKA-2/RR Code, JAERI-Report,
11 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscmbcr 2003 ISSN ENDIAH PUJI HASTUTI, SURIAN PINEM, Pengkajian Keselamatan Konversi Teras Rsg-Gas Menggunakan Bahan Bakar Silisida Densitas 2,96 G Vice, Laporan PK Silisida, P2TRR-BATAN, TUKlRAN.S., Analisis lnsersi Reaktivitas Teras RSG-GAS Berbahan Bakar Silisida, Prosiding Seminar Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir, Bandung November SURIAN PINEM, TAGOR MALEM SEMBIRING, Analisis Sensitivitas Ekskursi Daya Reaktor RSG-GAS Akibat Insersi Reaktivitas, Prosiding Seminar ke-7 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Bandung 19 Februari DISKUSI Pertanyaan (A.R. Antariksawan, P2TKN - BATAN) 1. Disebutkan suhu awal pendidihan inti tercapai pada daya 757,54 Kw. Apakah ini berarti dikalikan dulu temperatur pendidihan inti, kemudian daya divariasikan hingga menemukan temperatur tersebut? 2. Tabel 1 tertulis TONB, c menurut saya harus diubah untuk menunjukan bahwa yang maksud selisih terhadap TONB (misalnya :!::::.. TONB) 3. Apakah natural cireulationflaf (NCF) sudah dimodelkan? Perlu diingat bahwa efek hidranlah NCF akan disignifikan? Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN) I. Daya tersebut dicapai ketika!::::.. TONB mencapai 0 c. 2. Benar, seharusnya!::::.. TONB. 3. Program NA TCON tidak memodelkan NCF, analisis hanya dilakukan pada kanal tunggal. 317
12 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN Pertanyaan (Azizul Khakim, PKRe - BAP ETEN) 1. TONB < T pendingin sudah terjadi ONE. 2. 0,1403 $/detik, laju penyisipan reaktivitas? 3. Mana profil parameter teras saat transien RIA? Jawaban (Endiah Puji Astuti, P2TRR - BATAN) 1. Yang dimaksud adalah 6. TONB. 2. 0,1403 $/detik adalah reaktifitas teras reaktor akibat penarikan batang kendali pada daya 300 kw. 3. Program POKDYN hanya menghitung dinamika teras reaktor sebagai reaktifitas, program ini tidak dikopel dengan leokohidralika dengan profil terse but tidak ada. 318
ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR
ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Oleh Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS
Lebih terperinciANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN
Lebih terperinciDiterima 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 terperinciANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September
Lebih 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 terperinciUJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK
UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK Gatot Praptoriadi, Hudi Hastowo, Kumia Putranta, Dewanto Saptoadi ABSTRAK UJI BENCHMARK TERMOHlDRAULIKA TERAS KERJA RSG-GAS DALAM
Lebih terperinciANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS
16 ISSN 0216-3128 Endiah Puji Hastuti, dkk. ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Pudjijanto MS Pusat Teknogi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-PTRKN-BATAN
Lebih terperinciKARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN
KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN ABSTRAK KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak
Lebih terperinciKARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL
KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132
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 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 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 terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
Lebih terperinciANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)
ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP. (A.R. Antariksawan) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 ABSTRAK A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN
Lebih terperinciANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK
ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciRISET 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 terperinciANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI
Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan
Lebih terperinciANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al DAN U-6Zr/Al DI RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON DAN CFD-3D
Analisis Termohidrolika Elemen akar Uji U-Mo/Al dan U-Zr/Al di RSG-GAS Menggunakan COOLOD-N, NATCON dan CFD-D (Endiah Puji Hastuti, Muhammad Subekti) ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN AKAR UJI U-Mo/Al DAN
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 terperinciPARAMETER 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 terperinciVERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI
VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi
Lebih terperinciANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-
74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida
Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id
Lebih terperinciCONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
Lebih terperinciKata 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 terperinciMODUL 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 terperinciANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)
ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciSudjatmi K.A., M. Hendayun, V IS Wardhani Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir (P3TkN) - BAT AN
Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN 1693-7902 MODEL POHON KEGAGALAN UNTUK PELEP ASAN RADIOAKTIF KE LINGKUNGAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG Sudjatmi K.A.,
Lebih terperinciREACTOR 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 terperinciANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS
Prosiding Presentasi "miah Daur Bahan Bakar Nuklir V P2TBDU & P2BGN -BA TAN Jakarta, 22 Februari 2 ISSN 141-1998 ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS ABSTRAK
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 terperinciANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI
ISSN 1411 240X Analisis Keselamatan Termohidrolik Bulk Shielding... (Azizul Khakim) ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI Azizul Khakim BAPETEN, Jl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciBADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI AKSELERATOR DAN PROSES BAHAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 Ykbb, Yogyakarta 55281, Tel (62)(0274) 488435 Ringkasan Laporan Pelaksanaan Kegiatan Tahap Pertama
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 terperinciBAB 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 terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
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 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 terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 1, Khairul Handono 1, Sapta Teguh P 1 1 PRPN-BATAN, Komplek Puspiptek Gd.71 Serpong, Tangerang 15310 ABSTRAK RANCANG
Lebih terperinciPENGUJIAN 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 terperinciPENGARUH 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 terperinciFORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
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 terperinciPEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir
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 terperinciPENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP
PENINKATAN KEMAMPUAN ATAN KENDALI REAKTOR RS-AS DENAN PENANTIAN AHAN PENYERAP Iman Kuntoro dan Tagor Malem Sembiring Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset - ATAN ASTRACT THE IMPROVEMENT OF THE RS-AS
Lebih terperinciDiterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014
ISSN 1411 240X Desain teras alternatif untuk reaktor... (Iman Kuntoro) DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi
Lebih terperinciVERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP. Muh. Darwis Isnaini *
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(317-331) VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP Muh. Darwis Isnaini * ABSTRAK VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI
Lebih terperinciPEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
Lebih terperinciPENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS
PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: prsg@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH GARPU
Lebih terperinciDESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,
Lebih terperinciDISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL
DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium
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 terperinciEV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong
EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong ABSTRACT EV ALUA TION OF THE POWER EXCURSION DUE TO CHANGE OF THE KINETIC PARAMETERS
Lebih terperinciDESAIN 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 terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 2, Khairul Handono 3 dan Sapta Teguh P 4 1, 2, 3, 4 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
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 terperinciFORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
2012, No.758 6 LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS
Lebih terperinciWebsite : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek
ANALISIS PENGARUH FRAKSI VOLUME NANOPARTIKEL Al 2 O 3 TERHADAP KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA DI TERAS REAKTOR NUKLIR BERBAHAN BAKAR SILINDER DENGAN SUSUNAN SUB BULUH SEGI ENAM Anwar Ilmar
Lebih terperinciOPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA
OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA ABSTRAK Kuat Heriyanto, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PENDINGINAN
Lebih terperinciADANY A DENGAN. ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi ABSTRAK ABSTRACT
Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juli 1999 Buku I 37 ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi Amil Mardha, Lily Suparlina, Endiah PH, Tukiran S. Penelili
Lebih terperinciDEFINISI. 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 terperinciANALISIS TERMOHIDROLIKA KEHILANGAN ALmAN REAKTOR RSG GAS DENGAN BAHAN BAKAR U3SI2-AL
Prosiding Pertemuan d';n Presentasi //miah P3TM-BATAN, Yogyakarta 25-26 Juti 2000 Buku I 151 ANALISIS TERMOHIDROLIKA KEHILANGAN ALmAN REAKTOR RSG GAS DENGAN BAHAN BAKAR U3SI2-AL Azizul Khakim, ST BAPETEN
Lebih terperinciANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*
ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING
Lebih terperinciPENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 SET Abstrak Kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) merupakan kecelakaan besar yang dipostulasikan
Lebih terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciBAB II DASAR TEORI. ke tempat yang lain dikarenakan adanya perbedaan suhu di tempat-tempat
BAB II DASAR TEORI 2.. Perpindahan Panas Perpindahan panas adalah proses berpindahnya energi dari suatu tempat ke tempat yang lain dikarenakan adanya perbedaan suhu di tempat-tempat tersebut. Perpindahan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor
1 BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Seiring dengan berkembangnya teknologi dan peradabaan manusia, kebutuhan terhadap energi mengalami peningkatan yang cukup tinggi. Untuk mencukupi kebutuhan-kebutuhan
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT
Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR
Lebih terperinciOPTIMASI JARINGAN SYARAF TIRUAN UNTUK KENDALI DAYA REAKTOR RISET KARTINI DENGAN MODEL REFERENSI LINIER
OPTIMASI JARINGAN SYARAF TIRUAN UNTUK KENDALI DAYA REAKTOR RISET KARTINI DENGAN MODEL REFERENSI LINIER Nazrul Effendy *), Balza Achmad **) dan Singgih Hawibowo ***) ABSTRACT The control of the power of
Lebih terperinciPENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI
PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciREAKTOR 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 terperinciPEMODELAN 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 terperinciEVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK
EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti Email : darwis@batan.go.id
Lebih terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2
ISSN 1411 240X Analisis Konveksi Alam Teras Reaktor Triga... (Sudjatmi K.A.) ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2 Sudjatmi K.A. 1, Endiah Puji Hastuti
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
Lebih terperinciPENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1
PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 Giarno, G.Bambang Heru, Joko Prasetyo W Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
Lebih terperinciEVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90
EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90 Purwadi 1, Sutrisno 2 PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 30 Serpong, 15310 E-mail: purwadi14@batan.go.id Diterima Editor : 10 Maret 2017 Diperbaiki : 6
Lebih terperinciEV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58. Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong 5310
Prosiding Pertemuan I1miah Nasional Rekayasa Perangkat Nuklir EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58 Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciFakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162
PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR Suhendra 1,2, Mulya Juarsa,3, M. Hadi Kusuma 3 Hendro Tjahjono 3, Yogi Sirodz Gaos 2, G. Bambang Heru 3 1 Mahasiswa
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 terperinciOPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI
ISSN 1411 240X Optimasi Desain Termohidrolika Teras dan Sistem... (Endiah Puji Hastuti) OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI Endiah Puji Hastuti,
Lebih terperinciLAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan
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 terperinciANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI DAN SUNARKO Pusat Reaktor Serba Guna Abstrak ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET
Lebih terperinciEVALUASI 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 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 terperinciMANAJEMEN OPERASI REAKTOR
MANAJEMEN OPERASI REAKTOR Keselamatan reaktor mensyaratkan pemilihan tapak, desain, konstruksi, komisioning, operasi dan dekomisioning yang memadai. Ketentuan keselamatan ini terutama ditekankan pada operasi
Lebih terperinciAnalisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat
Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat IGN. Bagus Catrawedarma (1)(2), Indarto
Lebih terperinciANALISIS PERSAMAAN DIFUSI RUANG-WAKTU SILINDER 1-DIMENSI PADA KECELAKAAN REAKTOR UTOP (UNPROTECTED TRANSIENT OVER POWER) UNTUK JENIS REAKTOR CEPAT
J. Sains MIPA, Agustus 2009, Vol. 15, No. 2, Hal.: 100-110 ISSN 1978-1873 ANALISIS PERSAMAAN DIFUSI RUANG-WAKTU SILINDER 1-DIMENSI PADA KECELAKAAN REAKTOR UTOP (UNPROTECTED TRANSIENT OVER POWER) UNTUK
Lebih terperinciPENENTUAN AnPLITUDO DAN FASA FUNGSI PINDAH DAYA NOL SECARA UJl BATANG KENDALl JATUH DARI TRIGA nark II BANDUNG. paan Id. DdoeJI. .A,rJ.i.uA Xuu.
PENENTUAN AnPLITUDO DAN FASA FUNGSI PINDAH DAYA NOL SECARA UJl BATANG KENDALl JATUH DARI TRIGA nark II BANDUNG paan Id. DdoeJI..A,rJ.i.uA Xuu.owo Pusst Panelitian Teknik Nuklir ABSTRAK Penentuan Amplitudo
Lebih terperinci