ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA MENGGUNAKAN ELEMEN BAKAR BEKAS DENGAN MODEL KONFIGURASI SEJAJAR. Setiyanto, Pudjijanto MS dan Ardani *)
|
|
- Hadi Hartanto
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA MENGGUNAKAN ELEMEN BAKAR BEKAS DENGAN MODEL KONFIGURASI SEJAJAR ABSTRAK Setiyanto, Pudjijanto MS dan Ardani *) ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA MENGGUNAKAN ELEMEN BAKAR BEKAS KONFIGURASI SEJAJAR. Untuk mendayagunakan elemen bakar bekas RSG-GAS, timbul pemikiran kemungkinan penggunaannya sebagai iradiator gamma untuk pengawetan dan sterilisasi. Untuk mengetahui kelayakannya, perlu dilakukan analisis laju dosis radiasi gamma yang dihasilkan. Kajian dilakukan untuk model konfigurasi elemen bakar yang disusun sejajar, dimana ruangan untuk iradiasi terletak di antara dua baris elemen bakar. Pemilihan model ini selain melengkapi kajian sebelumnya (model lingkaran) juga untuk mendapatkan keleluasaan/variasi ruang untuk iradiasi sehingga mempermudah penanganan target. Perhitungan laju dosis dilakukan dengan program MCNP, dimana aktivitas gamma elemen bakar dihitung dengan program ORIGEN dengan waktu tunda rerata 1 tahun. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa laju dosis gamma untuk konfigurasi sejajar menurun sampai lebih dari 50% dibanding model konfigurasi lingkaran. Namun demikian konfigurasi ini lebih fleksibel karena mampu menghasilkan ruang iradiasi yang sesuai dengan dosis yang diinginkan. Dapat disimpulkan bahwa penggunaan elemen bakar sebagai iradiator gamma dengan model konfigurasi sejajar lebih menguntungkan dibanding model konfigurasi melingkar. ABSTRACT ANALYSIS OF GAMMA IRRADIATOR DOSE RATE USING SPENT FUEL ELEMENTS WITH PARALLEL CONFIGURATION. To enhance the utilization of the RSG-GAS reactor spent fuel, the gamma irradiator using spent fuel elements as a gamma source is a suitable choice. This irradiator can be used for food sterilization and preservation. The first step before realization, it is necessary to determine the gamma dose rate theoretically. The assessment was realized for parallel configuration fuel elements with the irradiation space can be placed between fuel element series. This analysis of parallel model was choice to compare with the circle model and as long as possible to get more space for irradiation and to do manipulation of irradiation target. Dose rate calculations were done with MCNP, while the estimation of gamma activities of fuel element was realized by OREGEN code with 1 year of average delay time. The calculation result show that the gamma dose rate of parallel model decreased up to 50 % relatively compared with the circle model, but the value still enough for sterilization and preservation. Especially for food preservation, this parallel model give more flexible, while the gamma dose rate can be adjusted to the irradiation needed. The conclusion of this assessment showed that the utilization of reactor spent fuels for gamma irradiator with parallel model give more advantage then circle model. Kata kunci: Iradiator gamma, bahan bakar nuklir *) Peneliti BFTR-PTRKN BATAN 148
2 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) PENDAHULUAN Reaktor RSG-GAS merupakan reaktor riset yang pemanfaatannya multi guna, baik sebagai uji material, aktivasi maupun produksi radioisotop. Namun demikian semua penggunaan tersebut menggunakan radiasi neutron yang hanya diperoleh jika reaktor dalam keadaan beroperasi. Radiasi gamma merupakan salah satu radiasi yang pemanfaatannya belum dioptimalkan, padahal radiasi gamma dapat diperoleh tanpa harus reaktor beroperasi. Pada saat reaktor shutdown (tidak beroperasi), radiasi gamma intensitas tinggi masih dipancarkan oleh bahan bakar, bahkan bahan bakar bekas yang telah dikeluarkan dari teras reaktor, masih berpotensi memancarkan radiasi gamma aktivitas tinggi dan berumur panjang. Setiap siklus operasi, reaktor RSG-GAS menghasilkan/mengeluarkan 6 (enam) buah elemen bakar bekas, yang selama ini hanya disimpan di kolam elemen bakar dan belum pernah di budidayakan. Mengingat tingginya aktivitas gamma dan panjangnya waktu peluruhan, elemen bakar bekas dapat dimanfaatkan sebagai iradiator gamma. Kajian awal pemanfaatan elemen bakar tersebut telah dilakukan dengan menyusun elemen bakar dalam konfigurasi melingkar, dengan hasil yang memuaskan, yaitu laju dosis yang diperoleh memenuhi syarat untuk pengawetan hasil pertanian [1]. Namun demikian, konfigurasi melingkar yang dalam banyak hal memiliki kelebihan, ternyata terdapat kendala teknis dalam aplikasinya, di antaranya keterbatasan volume material yang akan diiradiasi dan kesulitan dalam pelaksanaan iradiasinya. Untuk mengatasi hal tersebut, salah satu cara penyelesaian yang dapat dilakukan adalah mengubah konfigurasi melingkar menjadi konfigurasi sejajar. Dengan konfigurasi ini, susunan elemen bakar dibuat berjajar memanjang, ruang iradiasi dapat dibuat mengikuti volume material yang akan diiradiasi, sehingga memiliki keunggulan dalam fleksibilitas geometri. Namun demikian, konfigurasi sejajar memiliki kekurangan dibanding konfigurasi melingkar, yaitu homogenitas dosis serta laju dosis yang relatif lebih kecil. Oleh karena itu, kajian teoritis untuk mendapatakan nilai kelayakan konfigurasi ini perlu dilakukan. Kajian dilakukan untuk mendapatkan nilai dosis minimum yang layak serta untuk mengetahui geometri optimum ruang iradiasi yang dapat diperoleh. Perhitungan laju dosis dilakukan dengan menggunakan program komputer MCNP dengan sumber radiasi gamma dibagi dalam 18 kelompok energi dihitung dengan program ORIGEN dengan waktu tunda 1 tahun [2]. DASAR TEORI Kuat Sumber Gamma Setiap reaksi pembelahan akan menghasilkan dua isotop hasil belah yang jenisnya berlainan, tetapi hampir semuanya memiliki sifat sebagai pemancar radiasi gamma. Isotop hasil belah tersebut tertahan di dalam matrik elemen bakar bekas, dan mengingat jumlahnya yang sangat banyak, maka elemen bakar tersebut akan memancarkan radiasi gamma dengan intensitas yang sangat tinggi atau bersifat sebagai sumber gamma. Setiap jenis isotop hasil belah akan memancarkan energi gamma yang spesifik, sehingga distribusi energinya membentang dalam rentang energi yang luas. Berdasarkan sifat yang spesifik inilah maka intensitas gamma yang dihasilkan dapat diprediksi. 149
3 Program komputer ORIGEN dirancang khusus untuk menghitung spektrum energi gamma dari elemen bakar bekas, dengan memberikan pilihan jumlah kelompok energi sesuai dengan kebutuhan [2]. Untuk keperluan perhitungan ini, dipilih 18 kelompok energi gamma, yang berarti akan diperoleh intensitas gamma elemen bakar bekas dalam 18 kelompok energi. Dalam perhitungan tersebut diasumsikan elemen bakar secara rerata telah mengalami pendinginan 1 tahun. Pada umumnya, setelah mengalami pendinginan 1 tahun, aktivitasnya relatif stabil untuk jangka waktu yang cukup lama. Sifat kesetabilan inilah yang pada penggunaan tertentu dapat dimanfaatkan sebagai sumber iradiasi yang baik. Laju Dosis Paparan Iradiator gamma yang dirancang adalah fasilitas yang terdiri atas susunan berjajar elemen bakar bekas yang disusun dalam dua baris, dimana bahan yang akan diiradiasi diletakkan di antara dua baris jajaran elemen bakar. Paparan atau laju dosis pada posisi tertentu akan berubah sebagai fungsi jumlah elemen bakar serta jarak antar kedua jajaran elemen bakar tersebut. Untuk menghitung laju dosis radiasi dari elemen bakar, setiap elemen bakar dimodelkan sebagai sumber garis yang aktivitasnya terkonsentrasi di sumbu tengah elemen bakar seperti dimodelkan pada Gambar 1. Laju dosis pada titik tertentu dari sejumlah elemen bakar dihitung dengan berdasarkan persamaan atenuasi linier dengan koefisien transport, dan dijumlahkan untuk setiap plat eleman bakar seperti domodelkan pad Gambar 2. B H/2 y H S dy R / cos θ 2 ρ = R / cos θ R θ 2 θ 1 θ O R θ R O H/2 R / cos θ 1 A Gambar 1. Model perhitungan sumber untuk 1 elemen bakar Gambar 2. Model perhitungan sumber untuk sejumlah elemen bakar 150
4 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) Intensitas sumber gamma S T per kelompok energi dari elemen sumber garis dy dari elemen bakar setinggi H menghasilkan fluks gamma φ u di sembarang titik di sepanjang garis lurus melalui O yang sejajar dengan sumber batang dan berjarak tegak lurus R adalah [3] : S ( R T ) H H y y φu = arctan + arctan, untuk : 0 y H (1) 2 4 π R R R Untuk sejumlah elemen bakar yang disusun berjajar seperti pada Gambar 2, fluks gamma di titik O merupakan jumlahan fluks gamma dari setiap elemen bakar (persamaan 1) dimana jarak dari elemen bakar ke titik O akan berubah menjadi R dan bervariasi sebagai fungsi posisi dan dinyatkan dalam cos θ seperti berikut: R R = cosθ (2) Pengaruh Serapan Diri Elemen Bakar Dengan mengambil pendekatan bahwa aktivitas elemen bakar dikonsentrasikan sebagai sumber garis di sumbu elemen bakar, maka radiasi gamma yang dipancarkan akan melewati ketebalan elemen bakar itu sendiri. Hal tersebut berarti terdapat serapan diri dalam elemen bakar yang harus diperhitungkan. Faktor perisai diri untuk plat elemen bakar setebal L didefinisikan sebagai [4,5] : ST 1 µ L Fx = = ( 1 e ) φu µ L (3) dengan µ adalah koefisien pelemahan massa linier total dari campuran semua komponen elemen bakar yang dihomogenisasi. Faktor perisai diri untuk sejumlah plat elemen bakar menjadi: F x, tot (1) S = φ x,tot,det x,tot,u = F x n i= 1 e ( n i ) µ n dengan µ adalah koefisien pelemahan massa linier efektif gabungan dari material plat bahan bakar, kelongsong dan air, yang nilainya: µ x + µ x + µ x -1 [ cm ] air air kls kls meat meat µ = (5) x x Fluks foton-γ dari sumber berdasarkan persamaan 1 dan 2, akan menghasilkan laju dosis di titik tertentu sebesar [3,5,6] : (4) 151
5 kgy D & γ = Γ(Eγ ) Φ γ (6) jam dengan, 6 µ a ( Eγ ) kgy jam Γ( E γ ) = 5, (7) 2 ρ foton - γ cm det ( ) Model Iradiator Gamma. Model iradiator gamma yang dianalisis terdiri atas susunan elemen bakar secara vertikal seperti ditunjukkan pada Gambar 3. Bahan yang akan diiradiasi diletakkan diantara barisan sejajar elemen bakar. Jika diperlukan, susunan elemen bakarnya dibuat berlapis untuk mendapatkan fluks gamma yang diinginkan. Gambar 3. Model iradiator gamma dengan konfigurasi sejajar Dosis yang diperlukan Iradiator gamma yang dirancang, secara khusus diperuntukkan untuk iradiasi/pengawetan dan sterilisasi hasil pertanian. Melimpahnya hasil pertanian di waktu panen, harus dikirim ke tempat tujuan yang bisa jadi memerlukan waktu yang lama. Oleh sebab itu, agar kualitasnya terjaga, diperlukan perlakuan sebelum pengiriman, dan salah satu yang dapat dilakukan adalah pengawetan melalui iradiasi [7,8,9]. Agar dosis iradiasi sesuai dengan yang diperlukan, maka iradiator harus dirancang dengan tepat. Data ambang dosis yang diperlukan untuk beberapa jenis hasil pertanian ditunjukkan pada Tabel
6 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) Tabel 1. Data dosis yang diperlukan untuk pengawetan dan sterilisasi Komoditas Apel, peach, pear, strawberi Pisang, mangga, pepaya, nenas, lechee, rambutan Tujuan Iradiasi Minimum Dosis Radiasi (kgy) Maksimum Disinfestasi serangga 0,15 ~ 0,30 0,50 ~ 1,75 Pengendalian jamur 1,50 ~ 2,00 3,0 Disinfestasi serangga 0,15 ~ 0,30 0,15 ~ 1,5 Berbagai jenis jeruk Disinfestasi serangga 0,15 ~ 0,30 0,25 ~ 0,75 Kentang, bawang, ubi jalar, singkong, jahe Mencegah pertunasan dan perakaran 0,05 ~ 0,01 0,15 Asparagus Memperpanjang kesegaran 0,05 ~ 0,10 0,25 Jamur Memperpanjang kesegaran. 0,06 ~ 0,50 1,0 Melon madu, melon persia, melon casaba, tomat Disinfestasi 0,15 ~ 0,30 1,0 METODE PERHITUNGAN Metode perhitungan secara singkat dapat diurutkan sebagai berikut: 1. Menghitung intensitas gamma sumber per elemen bakar menggunakan kode komputer ORIGEN untuk menghasilkan 18 kelompok energi gamma. 2. Menghitung laju dosis di sembarang posisi di antara barisan elemen bakar sebagai fungsi jumlah susunan elemen bakar menggunakan kode komputer MCNP. 3. Analisis hasil untuk menentukan posisi dan susunan elemen bakar yang paling optimum dan sesuai dengan kebutuhan. Data perhitungan 1. Data elemen bakar silisida 2,96 gu/cc ρ U = g/cm 3 meat %w U = % ρ Si = g/cm 3 meat %w Si = % ρ U3Si2 = g/cm 3 meat %w U 3 Si 2 = % ρ Al = g/cm 3 meat %w Al = % ρ meat = g/cm 3 meat %Porositas = 4.05 % ρ H2O = g/cm 3 meat (cukup jelas) Elemen bakar telah diiradiasi dengan total MWD yang sama, atau dengan fraksi bakar rerata 56 % dan didinginkan selama 1 tahun. 153
7 2. Data susunan elemen bakar Elemen bakar disusun berjajar berurutan saling bersinggungan dengan jumlah per baris 16 elemen bakar, dihitung untuk satu dan dua lapis elemen bakar dengan jarak antar baris 60, 80 dan 100 cm. Ilustrasi susunan elemen bakar dalam iradiator ditunjukkan pada Gambar 4. d : Jarak antar baris d : Jarak antar baris a. Susunan satu lapis b. Susunan dua lapis Gambar 4. Susunan elemen bakar satu dan dua lapis HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan sumber gamma per elemen bakar serta laju dosis iradiator disajikan dalam Tabel 1 dan Gambar 5 berikut: 154
8 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) Tabel 1. Aktivitas gamma per elemen bakar untuk beberapa kelompok waktu penundaan Kelompok E γ, rerata Intensitas gamma (foton/detik) untuk waktu tunda: MeV 100 hari 1 tahun 5 tahun 10 tahun E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E-01 1.E+15 1.E+14 luruh 100 hari luruh 1 tahun luruh 5 tahun luruh 10 tahun Laju foton, F (γ/sec) 1.E+13 1.E+12 1.E+11 1.E-02 1.E-01 1.E+00 Energi, E (MeV) Gambar 5. Profil aktivitas elemen bakar sebagai fungsi energi dan waktu peluruhan 155
9 Dari hasil perhitungan di atas nampak bahwa intensitas gamma cukup stabil antara waktu tunda 0 sampai dengan 1 tahun, bahkan sampai dengan penundaan 10 tahun pun intensitasnya masih cukup tinggi. Dengan demikian dalam perhitungan semua elemen bakar diasumsikan memiliki intensitas yang sama, dengan waktu tunda rerata 1 tahun. Dengan data tersebut, diperoleh hasil perhitungan laju dosis di dalam ruang (celah) antar baris elemen bakar yang ditinjau untuk jarak antar baris 60 cm, 80 cm dan 100 cm. Pemilihan jarak antar baris dilakukan untuk mendapatkan laju dosis yang sesuai. Tabel 2.a. Hasil perhitungan laju dosis iradiator gamma untuk jarak antar baris 60 cm y(cm) Laju dosis (Gy/jam) sebagai fungsi posisi di antara baris elemen bakar, jarak antar baris 60 cm ( a. Satu baris dan b. Dua baris) 0 cm 5 cm 10 cm 15 cm 20 cm 25 cm 30 cm a b a b a b a b a b a b a b Gambar 6.a. Profil laju dosis gamma untuk jarak antar baris 60 cm Gambar 6.a atau Tabel 2.a menunjukkan profil laju dosis di setiap posisi antara dua baris sumber gamma (elemen bakar), dimana posisi 0 cm merupakan titik tengah (simetri) antar elemen bakar. Ruangan efektif yang dapat dipakai untuk posisi iradiasi antara 0 cm sampai 20 cm kanan-kiri, atau selebar 40 cm. Nampak bahwa nilai laju dosis cukup tinggi, sehingga sangat baik untuk keperluan iradiasi. 156
10 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) Mengingat iradiator tersebut harus bersifat fleksibel, artinya harus mampu mengiradiasi berbagai jenis bahan, berbagai ukuran dan berbagai nilai laju dosis, maka kajian dikembangkan untuk jarak antar baris 80 cm dan 100 cm. Tabel 2.b dan Gambar 6.b menunjukkan hasil perhitungan laju dosis untuk lebar celah 80 cm, sedangkan Tabel 2.c dan Gambar 6.c menunjukkan hasil yang sama tetapi untuk lebar celah 100 cm. Sedangkan Tabel 3 dan Gambar 7 menunjukkan perbandingan laju dosis pada posisi yang sama untuk ke tiga lebar baris Tabel 2.b. Hasil perhitungan laju dosis iradiator gamma untuk jarak antar baris 80 cm y(cm) Laju dosis (Gy/jam) sebagai fungsi posisi di antara baris elemen bakar, jarak antar baris 80 cm ( a. Satu baris dan b. Dua baris) 0 cm 5 cm 10 cm 15 cm 20 cm 25 cm 30 cm a b a b a b a b a b a b a b Gambar 6.b. Profil laju dosis gamma untuk jarak antar baris 80 cm 157
11 Tabel 2.c. Hasil perhitungan laju dosis iradiator gamma untuk jarak antar baris 100 cm y(cm) Laju dosis (Gy/jam) sebagai fungsi posisi di antara baris elemen bakar, jarak antar baris 100 cm ( a. Satu baris dan b. Dua baris) 0 cm 5 cm 10 cm 15 cm 20 cm 25 cm 30 cm a b a b a b a b a b a b a b Gambar 6.c. Profil laju dosis gamma untuk jarak antar baris 100 cm Tabel 3. Perbandingan nilai laju dosis sebagai fungsi jarak antar baris elemen bakar Jarak antar baris Nilai laju dosis (Gy/jam) - 40 cm -30 cm -20 cm -10 cm 0 cm 10 cm 20 cm 30 cm 40 cm 60 cm cm cm
12 ANALISIS LAJU DOSIS IRADIATOR GAMMA. (Setiyanto, Pudjijanto MS, Ardani) = jarak antar bidang sumber, 60 cm = jarak antar bidang sumber, 80 cm = jarak antar bidang sumber, 100 cm Laju dosis γ, D (Gy/jam) Posisi, x (cm) Gambar 7. Profil perbandingan nilai laju dosis sebagai fungsi jarak antar baris elemen bakar Penurunan nilai laju dosis akibat penambahan jarak antar baris elemen bakar adalah wajar, tetapi penambahan jarak akan memberikan keleluasann volume bahan yang akan diiradiasi. Lebar ruangan untuk iradiasi bertambah dari 40 cm menjadi setidaknya 80 cm dengan berbagai variasi nilai laju dosis. Laju dosis terendah di titik simetri untuk jarak antar baris 100 cm masih cukup tinggi untuk keperluan iradiasi pengawetan dan sterilisasi. Jika dibandingkan dengan iradiator model silinder [1], maka iradiator ini hanya menghasilkan nilai laju dosis sekitar 50% dari model silinder, tetapi memiliki kelebihan dalam menyediakan jumlah volume ruang yang dapat digunakan untuk iradiasi. Kelebihan lain adalah kemudahan dalam pengoperasiannya. Dibandingkan dengan data laju dosis minimum yang dibutuhkan untuk pengawetan dan sterilisasi hasil pertanian, iradiator model plat ini masih memenuhi nilai minimum yang dibutuhkan dan memiliki keunggulan spesifik, yaitu: untuk jarak antar plat 60 cm, lebih cocok untuk iradiasi buah-buahan keras (apel, pear, jambu, melon, dll) untuk jarak antar plat 80 cm, lebih cocok untuk iradiasi buah-buahan lunak (pisang, mangga, pepaya, jeruk, dll) untuk jarak antar plat 100 cm, lebih cocok untuk iradiasi umbi-umbian. Dengan memperhatikan hasil tersebut, maka ukuran iradiator akan dibuat fleksibel yang setiap saat dapat disesuaikan dengan kebutuhan. KESIMPULAN Dengan mempertimbangkan nilai laju dosis yang diperoleh serta dipadukan dengan kebutuhan, maka dapat disimpulkan bahwa iradiator gamma menggunakan elemen bakar bekas dengan konfigurasi sejajar memiliki banyak keunggulan dan dapat dengan mudah disesuaikan dengan kebutuhan atau bahan yang akan diawetkan. 159
13 DAFTAR PUSTAKA 1. PUDJIJANTO MS, SETIYANTO: Analisis penggunaan bahan bakar bekas RSG- GAS sebagai iradiator gamma. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega, Vol 4, No. 3 Oktober A. G. CROFF, A User s Manual for the ORIGEN2 Computer Code (RSIC Package No. CCC-371, ORNL/TM-7175): Isotope Generation and Depletion Code Matrix Exponential Method, Oak Ridge National Laboratory (ORNL), Oak Ridge, Tennessee (October 1981) 3. JAMES WOOD, COMPUTATION METHODS IN REACTOR SHIELDING, 1st edition, Pergamon Press Ltd., Headington Hill Hall, Oxford OX3 08W, England, (Copyright 1982). 4. PUDJIJANTO MS., Penentuan Tampang Mikroskopis Hamburan dan Serapan Compton Momen Nol, Satu, Dua dan Tiga, dan Tambang Hamburan Klein-Nishina Banyak Kelompok, Prosiding Simposium Fisika Nasional XVIII. Kawasan Puspiptek Serpong, April ISSN , hal , 5. PUDJIJANTO, SURYAWATI dan SETIYANTO, Perhitungan Perisai Beton Reaktor Produksi Isotop (RPI) Menggunakan Program CADREM1, Dokumen Laporan Internal (tidak dipublikasi), Serpong, (1994/1995). 6. PUDJIJANTO, SURYAWATI, SETIYANTO, BUDI SETIAWAN, Komputasi Perisai Reaktor, Diktat untuk Diklat Aspek Neutronika & Thermohidrolika PLTN I, PPTKR PRSG-Pusdiklat, Serpong, (19 Sep.-14 Okt. 1994). 7. M. ABDUL AZIS, Pemanfaatan Iradiasi Gamma untuk Pengamanan Cabai Merah Pasca Panen dalam Kemasan Polyethilen, Fakultas Teknologi Pertanian UGM, Yogyakarta, M. ANSORI, Pengaruh Radiasi Gamma Terhadap Kualitas Simpan Salak Pondoh dalam Kemasan Poliethilen, Fakultas Teknologi Pertanian UGM, Yogyakarta, DESKY P.T., Respon pertumbuhan dan Hasil Tanaman Bawang Merah terhadap Lama Penyimpanan Bibit dan Dosis iradiasi Sinar Gamma Co-60, Fakultas Pertanian UPN Veteran, Yogyakarta,
PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
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 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 terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih terperinciPENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK
PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM Anis Rohanda, Ardani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciadukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada
Lebih terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih 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 terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER
Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham
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 terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciSTUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK. Anis Rohanda
STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA
Lebih terperinciPENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA
PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWTH PADA BERBAGAI
Lebih terperinciDiterima editor 2 September 2014 Disetujui untuk publikasi 3 Oktober 2014
DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI). ESTIMASI DAN ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA Setiyanto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gedung No 80. Serpong - 15310 Email:
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
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 terperinciPEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Urania Vol. 20 No. 2, Juni 2014 : 56-108 PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira *, Sri Ismarwanti *, Asnul Sufmawan **, Kawkap
Lebih terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF
PELURUHAN RADIOAKTIF Inti-inti yang tidak stabil akan meluruh (bertransformasi) menuju konfigurasi yang baru yang mantap (stabil). Dalam proses peluruhan akan terpancar sinar alfa, sinar beta, atau sinar
Lebih terperinci[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ]
BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR TINGKAT MUAT TINGGI] [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ] [ PTRKN BATAN ] 2012 LATAR BELAKANG Kondisi
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 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 terperinciDESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50
ISSN 1411 240X Desain Konseptual Perisai Radiasi Reaktor... (Amir Hamzah) DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50 Amir Hamzah dan Iman Kuntoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN
Lebih terperinciPENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co
PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co M. Azam, K. Sofjan Firdausi, Sisca Silvani Jurusan Fisika, FMIPA,Universitas diponegoro ABSTRACT Wedge filter usually
Lebih terperinciOPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI
OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield
Lebih terperinciVII. PELURUHAN GAMMA. Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi
VII. PELURUHAN GAMMA Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi 7.1. PELURUHAN GAMMA TUJUAN INSTRUKSIONAL KHUSUS: Setelah mempelajari Sub-pokok
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 terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN
Lebih terperinciPENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN
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 terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciSYNOPSIS 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 terperinciPELURUHAN GAMMA ( ) dengan memancarkan foton (gelombang elektromagnetik) yang dikenal dengan sinar gamma ( ).
PELURUHAN GAMMA ( ) Peluruhan inti yang memancarkan sebuah partikel seperti partikel alfa atau beta, selalu meninggalkan inti pada keadaan tereksitasi. Seperti halnya atom, inti akan mencapai keadaan dasar
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 terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
Lebih terperinciKAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)
KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb
Lebih terperinciDengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk
Services 1. Radiation Sources Radiasi gamma dalam energinya dianggap cukup tinggi untuk hanya memecah molekul dan mengionisasi atom, namun tidak cukup tinggi untuk mengubah struktur dari inti atom (menghindari
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.
ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali, Beny Syawaludin Pusat Rekayasa Perangkat
Lebih terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR
ISSN 1411 240X Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan... (Anis Rohanda) ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda Pusat Teknologi
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali,Beny Syawaludin PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK,
Lebih terperinciPENGAWETAN UMBI BAWANG MERAH DENGAN RADIASI GAMMA CO-60
Pengawetan Umbi Bawang Merah dengan Radiasi Gamma Co-60 (Titik Purwanti, dkk.) PENGAWETAN UMBI BAWANG MERAH DENGAN RADIASI GAMMA CO-60 Titik Purwanti * Gusti Ngurah Sutapa* Ni Luh Putu Trisnawati* *Jurusan
Lebih terperinciOPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI
ABSTRAK OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI Kuat Heriyanto, Sucipta, Untara. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA
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 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 terperinciOleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS
Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
Lebih terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciKompetensi Mahasiswa memahami teknologi iradiasi sederhana dan mutakhir, prinsip dan perubahan yang terjadi serta dampak iradiasi terhadap mutu pangan
Iradiasi makanan Kompetensi Mahasiswa memahami teknologi iradiasi sederhana dan mutakhir, prinsip dan perubahan yang terjadi serta dampak iradiasi terhadap mutu pangan Indikator Setelah perkuliahan ini,
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. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Radiasi merupakan pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang yang dapat diserap oleh benda lain. Beberapa radiasi berbahaya
Lebih terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih terperinciANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: soe-tris@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS IRADIASI TARGET
Lebih terperinciSIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari
Lebih terperinci1. Hasil pengukuran yang ditunjukkan oleh alat ukur dibawah ini adalah.
1. Hasil pengukuran yang ditunjukkan oleh alat ukur dibawah ini adalah. 1 A. 5, 22 mm B. 5, 72 mm C. 6, 22 mm D. 6, 70 mm E. 6,72 mm 5 25 20 2. Dua buah vektor masing-masing 5 N dan 12 N. Resultan kedua
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI ABSTRAK
GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI Edi Trijono Budisantoso, Syarip Pusat Penelitian dan Pengembangan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
88 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kimia analitik memegang peranan penting dalam perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Sebagian besar negara memiliki laboratorium kimia analitik yang mapan
Lebih terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN E-mail : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciCopyright all right reserved
Latihan Soal UN SMA / MA 2011 Program IPA Mata Ujian : Fisika Jumlah Soal : 20 1. Gas helium (A r = gram/mol) sebanyak 20 gram dan bersuhu 27 C berada dalam wadah yang volumenya 1,25 liter. Jika tetapan
Lebih terperinciDualisme Partikel Gelombang
Dualisme Partikel Gelombang Agus Suroso Fisika Teoretik Energi Tinggi dan Instrumentasi, Institut Teknologi Bandung agussuroso10.wordpress.com, agussuroso@fi.itb.ac.id 19 April 017 Pada pekan ke-10 kuliah
Lebih terperinciMETODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA Kristiyanti, Tri Harjanto, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd 71 lt 2
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK. PERANCANGAN
Lebih terperinciANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI
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 terperinciPREDIKSI UN FISIKA V (m.s -1 ) 20
PREDIKSI UN FISIKA 2013 1. Perhatikan gambar berikut Hasil pengukuran yang bernar adalah. a. 1,23 cm b. 1,23 mm c. 1,52mm d. 1,73 cm e. 1,73 mm* 2. Panjang dan lebar lempeng logam diukur dengan jangka
Lebih terperinciPENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS IONIK PADA KOMPOSIT PADAT (LiI) 0,5 (Al 2 O 3.4SiO 2 ) 0,5
Pengaruh Iradiasi- Terhadap Regangan Kisi dan Konduktivitas Ionik Pada Komposit Padat (LiI) 0,5(Al 2O 3.4SiO 2) 0,5 (P. Purwanto, S. Purnama, D.S. Winatapura dan Alifian) PENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN
Lebih terperinciBAB II RADIASI PENGION
BAB II RADIASI PENGION Salah satu bidang penting yang berhubungan dengan keselamatan radiasi pengukuran besaran fisis radiasi terhadap berbagai jenis radiasi dan sumber radiasi. Untuk itu perlu perlu pengetahuan
Lebih terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING
ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING Umar Sahiful Hidayat, Puradwi Ismu Wahyono, Mahrus Salam -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK ASPEK
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 terperinciTRANSFER MATERIAL RADIOAKTIF DI HOTCELL 101 IRM VIA KH-IPSB3
No.06 / Tahun III Oktober 2010 ISSN 1979-2409 TRANSFER MATERIAL RADIOAKTIF DI HOTCELL 101 IRM VIA KH-IPSB3 Junaedi, Agus Jamaludin, Muradi Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek,
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 terperinciBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)
BAB 3 BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), merupakan terapi kanker dengan memanfaatkan reaksi penangkapan neutron termal oleh isotop boron-10 yang kemudian menghasilkan
Lebih terperinciPENGENALAN 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 terperinciRANCANGAN MEKANIK lradiator GEDUNG IPSB3-BATAN
YOGY AKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 RANCANGAN MEKANIK lradiator GEDUNG IPSB3-BATAN GAMMA DI DJARUDDIN HASIBUAN, SAFRUL, DEDE. S.F Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN, Kawasan PUSPIPTEK Gedung No. 31 Serpong,
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 terperinciPENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN
PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN Kristiyanti, Budi Santoso, Leli Yuniarsari, Wiranto B.S. Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
Lebih terperinciVERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS
VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
Lebih terperinciKOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP ABSTRAK
KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP Anis Rohanda, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK KOMPARASI HASIL
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 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 terperinciPusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional
Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional 1 Pokok Bahasan STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM A. Struktur Atom B. Inti Atom PELURUHAN RADIOAKTIF A. Jenis Peluruhan B. Aktivitas Radiasi C. Waktu
Lebih terperinciEVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI
No.04 / Tahun II Oktober 2009 ISSN 1979-2409 EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI Muradi, Sjafruddin Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK EVALUASI
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 terperinciPENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN
PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN Kristiyanti, Tri Harjanto, Suripto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN E-mail
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih 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 terperinciPERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR
PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR Elfrida Saragi, Tukiran S ABSTRAK PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR. Perhitungan deflesi bahan bakar sangat berkaitan dengan keselamatan tempat penyimpanan
Lebih terperinciPenentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Prihatin Oktivasari dan Ade Agung Harnawan Abstrak: Telah dilakukan penentuan kandungan
Lebih terperinciANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF
ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF KRISTIYANTI, WIRANTO BUDI SANTOSO, ISTOFA PUSAT REKAYASA PERANGKAT NUKLIR Abstrak ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF.
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 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 terperinci