KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI"

Transkripsi

1 38 ISSN Suwoto, dkk. KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju -BATAN ABSTRAK KAJIAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM UNTUK BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI. Telah dilakukan kajian data tampang lintang neutron untuk isotop Nitrogen, Oksigen dan Natrium yang terkandung pada file data nuk/ir ENDF/B-VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 dun CENDL-2. Eksperimental broomstick untuk isotop-isotop tersebut telah dilakukan oleh MAERKER, R.E. di ORNL-USA. Perhitungan dengan program BROOMST dilakukan untuk menganalisis data tampang lintang total isotop-isotop tersebut yang terkandung pada file data nuk/it terevaluasi tersebut. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa untuk isotop nitrogen file BROND-2 memberikan rasio hasil perhitungan terhadap eksperimental (C/E) yang relatif baik (0.950), untuk isotop oksigen semua file data nuklir memberikan hasil C/E yang underestimate (30%) sedangkan IlIltuk isotop natrium diperoleh C/Eyang cukup baik, namunfile ENDF/B- VI rev. 6 terlihat lebih baik. Dari keselundwn hasil yang diperoleh informasi bahwa melalui perhitllllgan Broomstick ini dapat diketahui dengan kualitas tampang lintang total yang terkandung pada suatu file data nuklir terevaluasi, khususnya lllltuk isotop-isotop tersebut. ABSTRACT DATA ASSESSMENT OF NEUTRON TOTAL CROSS-SECTION REACTION ON SODIUM, NITROGEN AND OXYGEN ISOTOPES FOR VARIOUS EVALUATED NUCLEAR DATA FILES Data assessment of total cross-sections for isotopes such as Nitrogen. Oxygen and Sodium contained in severalllllclear data files i.e. ENDF/B- VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 and CENDL-2 have been carried out. The Broomstick calculations for those isotopes were based on ORNL-Broolllstick Experiment by MAERKER, R.E. The BROOMST code was used to analyze neutron total cross-sections. The calculation result for Nitrogen isotope showed a good agreement with measured valuefor BROND-2file (C/E=0.950). Meanwhile, the C/E results of ojo.ygenisotope by all evaluated nuclear datafiles are clearly underestimateq value by about 30 %. The C/E for Sodium are quite good for all evaluated nuclear data files, although calculation by using ENDF/B-VI rev. 6file show better results. From overall results, it has been concluded that the total crosssections analyze of nitrogen, oxygen and sodium can be known through Broomstick calculation. PENDAHULUAN Ukuran-ukuran kuantitatif fisika nuklir disebut data nuklir, yaitu data konstanta nuklir, struktumuklir, peluruhan nuklir clan reaksi nuklir. Sumber utama data nuklir adalah eksperimen-eksperimen fisika nuklir dengan akselerator clan reaktor-reaktor riset. Data eksperimental dilengkapi dengan data yang dihit1.lng dari teori clan model nuklir. Saat ini, pemahaman teoretik reaksi-reaksi n1.lklirtelah berkembang maju clan telah dig1.lnakan 1.Int1.lkinterpolasi, ekstrapolasi clan untuk menguji konsistensi data eksperimental, serta untuk meramalkan secara akurat data yang tak dapat diukur secara eksperimental. Pacta umumya, tak satupun data nuklir baik yang ditentukan secara eksperimental ma1.lpun secara teoretik dapat secara langsung dig1.lnakan dalam aplikasi perhit1.lngan nuklir. Data tersebut hams ditransformasikan terlebih dah1.llukedalam suat1.lbasis data agar dapat digunakan secara mudah sebagai input bagi perhitungan fisika reaktor. Proses ini dinamakan evaluasi clan hasil-hasil proses tersebut dinamakan data terevaluasi. Dalam perhitungan neutronik maupun perisai radiasi, keandalan perhitungan rancangan perisai terseb1.lt sangat bergantung pacta ketelitian data nuklir yang digunakan clan bergantung juga pacta metoda perhitungan yang digunakan. Khususnya 1.Intuk keperluan uji perisai radiasi dua syarat tersebut di alas mempunyai keterkaitan antara satu dengan lainnya. Tampang lintang total clan tampang lintang hamburan (scattering) material perisai memegang peranan yang sangat penting. Bentuk lembah antara dua resonansi, yaitu tampang lintang minima sangat penting untuk diperhitungkan sesuai dengan faktor kemungkinan untuk meloloskan radiasi. Untuk itu Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir

2 Suwoto, dkk. ISSN akan dilakukan kajian data tampang lintang total reaksi dengan neutron untuk isotop-isotop Nitrogen (7NI4), Oksigen (8016) clan Natrium (IINa23) dari berbagai file data nuklir yang ada. Hal ini sangat venting guna mengetahui kualitas dad keandalan data nuklir isotop-isotop tersebut yang terdapat pada ENDFIB-VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 dan CENDL-2. Isotop-isotop tersebut banyak dijumpai pada material struktur dan pendingin di reaktor. Perhitungan yang akan dilakukan di sini didasarkan pada basil percobaan Broomstick di ORNL (Oak Ridge National Laboratory, USA) yang telah dilakukan oleh MAEKER, R. E. [1,2,3] (1972) untuk menyelidiki tampang lintang total minima di daerah energi tinggi (MeV). Percobaan Broomstick ill mempunyai geometri yang sangat bagus serta metode perhitungan yang mudah dilakukan. Kajian data nuklir clan analisis tampang lintang total reaksi dengan neutron untuk nitrogen, oksigen clan natrium dilakukan dengan menghitung spektrum neutron yang melewati suatu sampel silinder clan dibandingkan dengan spektrum yang diperoleh datitampang lintang total pointwise yang file data nuklir seperti ENDF/B-VI rev. 6, JENDL- 3.3, BROND-2 clancendl-2 [4.7.8]. METODA PERHITUNGAN Perhitungan clan kajian data nuklir ini didasarkan percobaan broomstick yang telah dilakukan oleh MAEKER, R.E. di Tower Shielding Reactor-II (TSF-II) di ORNL, USA. Percobaan tersebut dirancang sedemikian rupa sehingga sampel ditempatkan pacta sumbu yang segaris dengan berkas neutron dati reaktor. Percobaan ini mengukur spektrum neutron cepat yang ditransmisikan melalui sampel silinder dengan diameter 4 inci. Dikarenakan mempunyai geometri yang bagus, sehingga tidak memerlukan adanya perhitungan dengan transport untuk menganalisa permasalahan tersebut. Jadi basil dari perhitungan tersebut adalah mumi analitis yang hanya dipengaruhi oleh tampang lintang total material terse but. Perhitungan analitis percobaan Broomstick terse but dapat dilakukan dengan dua langkah sebagai berikut: 1. Menentukan spektrum neutron un collided yang ditransmisikan, langkah ini dimaksudkan agar efek tampang lintang total minima diketahui. 2. Dengan basil nilai spektrum neutron uncollided yang diperoleh dari langkah pertama, ditentukan spektrum neutron cepat yang dikehendaki dengan memperhatikan fungsi resolusi sistem spektrometer NE-213 yang sebenarnya. Pada perhitungan langkah pertama untuk penentuan spektrum neutron uncollidednunc(de'). dirnana : N ( tw' )= N (E )e-lr.(e,ytw / tw'.nc 0 I I E,brtJl No(Ej) : spektrum sumber neutron yang diambil dari nilai percobaan, T : tebal sampel, cm dei : interval energi yang umumnya cukup kecil dirnana semua struktur tampang lintang minima tercakup dalam hampiran. Hasil perhitungan langkah pertama tersebut (spektrurn neutron uncollided Nunc(dE'», dimasukkan pacta perhitungan langkah kedua dengan mengikutkan data resolusi dari sistem spektrometer NE-213 yang digunakan dalam percobaan: N...c(E)= LN.JLE')R(E'~E)M' E' (I) (2) dimana R(E' ~ E) adalah gausisan yang terpusat pacta E', yang merupakan titik tengah dati ~E'. Dan dengan menggunakan harga-harga resolusi energi sistem spektrometer NE-213, maka R(E' ~ E) menjadi:, [(e-e')."',""'r (3) R(E'~ E)= 93,944 e-0.'.e' n E' dimana a (dalam % energi puncak) adalah harga FWHM (Full Width Half Maximum) pacta energi E' yang diambil dati data percobaan. Data ketebalan clan kondisi sampel serta jangkauan energi neutron disajikan pacta Tabel 1. Tabel1. Kondisi, tebal sampel danjangkauan energi yang digunakan pacta percobaan Broomstick-ORNL [1.2.3] Keterangan sampel Nitrogen )ksigen atriun l,ni4) (8016) '11Na2J) Kelebalan Samoel (em) Densitas Sampel (atomlbam.em) Kondisi Sampel Cair Cair Padat Jangkauan Energi (MeV) II II PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR Untuk melakukan perhitllngan yang didasarkan percobaan Broomstick di alas, digllnakan program BROOMST yang ditulis oleh HASEGA W A(S,6] clan dapat secara langsllng mengakses file data nllklir dengan format ENDF/B, khllsllsnya tampang lintang total. Prosiding Pertemuan dad Presentasi IImiahPenelitian Dasar IImu Pengetahuan dad Teknologi Nuklir

3 40 ISSN SlIwala, dkk. ENDF/B, JENDL, ~lliijo[j' 'i1'~~ BROND, CENDL I1,O~~ Untuk melittearisasi. F1I.E 3 Ener&i vs tamp ana Jintana [p[),@@[j'@1mj ~@rngtl'u' Untuk merelall1struks\ turqj""8linla11& dariparamell!r resonansi FILE 2 u lduu i.,. <n>ss-ftdi...p"'"...iou300k 0 0 N 6 o! 0- W o! P< Gambar 1. Proses pengolahan data nuklir untuk perhitungan dengan program BROOMST code. Program BROOMST ini dad subroutine-nya hanya bisa mengakses tampang lintang total dengan format END FIB. Data tampang lintang total ini hams diberikan dalam bentuk pointwise dad mempunyai interpolasi liniear-linear (LIN-UN) antara energi dad tampang lintang. Sehingga data tampang lintang yang akan digunakan, sebelumriya hams diolah terlebih dahulu menggunariin program PREPR02000[4j (LINEAR, RECENT dad SIGMA!), seperti yang tertera pada Gambar 1. Program BROOMST menghitung nilai spektrum neutron yang ditransrnisikan dengan menggunakan fungsi-fungsi yang diberikan spektrum sumber neutron dad resolusi detektor yang diberikan oleh data percobaan. Hasil perhitungan Broomstick ini kemudian akan dibandingkan dengan data basil percobaan daddengan file data terevaluasi lainnya. HASIL DAN PEMBAHASAN Profil C/E (Calculated/Experimental) untuk perhitungan Broomstick telah diperoleh untuk isotop Nitrogen (7NI4),Oksigen (8016),daDNatrium (IINa23)seperti ditampilkan pacta Tabel 2 hingga Tabel 4. Dari tabel-tabel tersebut tampak basil perbandingan antara basil perhitungan dad eksperimen (yang telah dilakukan oleh MAEKER, R. E.), (C/E) untuk berbagai sumber data nuklir yang berbeda-beda, yaitu dari ENDF/B-VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 dadcendl-2. Sedangkan pacta Gambar 2 hingga Gambar 4 menunjukkan profil harga C/E beserta standar deviasi dad kesalahannya untuk beberapa file data nuklir yang digunakan sesuai dengan tabel-tabel tersebut CIE Nltrogen-14 ENDFIBN"ev.' -- JENDL-3.3 BROND.2 CENDL E! 1.5 J,. "»\/L 1.0.'. I '"'--\.--r ~,~ 0--V- -?;r~~=t..~"": ", Ene'g; (MeV) Gambar 2. Profil C/E (hasil perhitungan/eksperimen) untuk isotop Nitrogen (7N1~) Tabel 2. Harga rata-rata statistik C/E dari perhitungan Broomstick untuk Nitrogen. File Data Nuklir CIE Abs (1.0 - CIE) Std. Dev Std. Err. ENDF/B-VI rev JENDL BROND CENDL Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan P3TM-BATANYogyakarta, 8 Juli 2003 dan Teknologi Nuklir - ~~ ~ ~~

4 Suwoto, dkk. ISSN Tabel 3. Harga rata-rata statistik C/E dari perhitungan Broomstick untuk Oksigen File Data Nuklir C/E Abs (1.0 - C/E) Std. Dev Std. Err. ENDF/B-VI rev JENDL BROND CENDL Tabel 4. Harga rata-rata statistik C/E dari perhitungan Broomstick untuk Natrium. File Data NUklir (::/E Abs(IO- C/E) Std. Dev Std. Err. ENDF/B-VI rev JENDL BROND CENDL Keterangan: (Tabell - Tabel4) C/E Abs. : rasio perhitungan terhadap pengukuran (calculated/experiment) : Absolut Std. Dev. : Standar Deviasi Std. Err. : Standar Error Dari Tabel 2 terlihat dengan jelas perbedaan antara hasil perhitungan Broomstick yang diperoleh dati file data nuklir BROND-2 untuk Nitrogen dengan ketiga file data lainnya. Hal tersebut disebabkan oleh tampang lintang total nitrogen pacta file data nuklir BROND-2 terlihat lebih baik hila dibandingkan dengan ketiga file data lainnya, seperti tampak pacta Gambar 2. Dengan tampang lintang total BROND-2 tersebut menghasilkan ratarata statistik C/E yang lebih baik yaitu dengan Sid Dev clan Sid Err hila dibanding file data lainnya. Pacta Tabel 2 di atas tampak jelas bahwa hasil perhitungan dengan file data nuklir BROND-2 memberikan hasil yang paling baik, sementara dengan file data CENDL-2, JENDL-3.3 clan ENDF/B-VI rev. 6 memberikan hasil yang mirip untuk isotop Nitrogen ini. Ketiga data nuklir yang disebut terakhir ini mempunyai tampang lintang total yang agak rendah sekitar 10% dati data percobaan. Sementara untuk hasil perhitungan Broomstick untuk isotop Oksigen (so 16), seperti yang tampak pacta Tabel 3, diperoleh kenyataan bahwa rata-rata statistik C/E (rasio antara hasil perhitungan dengan hasil eksperimen) semuanya memberikan hasil yang terlalu rendah (hampir 30% di bawah hasil eksperimen). Namun demikian perhitungan dengan file data nuklir END FIB-VI rev. 6 memberikan hasil yang lebih baik dibanding file data lainnya. Dari hasil ini dapat diperoleh informasi bahwa tampang lintang total isotop Oksigen pacta daerah energi MeV mempunyai tampang lintang total minima yang mungkin terlalu tinggi hila mengacu pacta hasil pecobaan yang telah dilakukan oleh MAEKER, R. E. tersebut. Tampang lintang total untuk berbagai file data nuklir yang digunakan untuk perhitungan Broomstick ini terlihat pactagambar 6. Dari Tabel 4 clan Gambar 3 terlihat semua hasil rata-rata statistik C/E perhitungan Broomstick untuk isotop Natrium diperoleh dari berbagai file data nuklir memberikan hasil yang hampir sarna I mirip, walaupun secara nyata dengan file data nuklir BROND-2 terlihat memberikan C/E yang masih lebih tinggi pacta semua jangkuan energi. Dengan kala lain dapat dikatakan bahwa tampang lintang total minima terlalu dalam untuk isotop Natrium di file data nuklir BROND-2. Tampang lintang total natrium pacta file data ENDF/B-VI rev. 6 clan JENDL-3.3 terlihat lebih baik di semua energi dibandingkan dengan file data lainnya, yang dibuktikan dengan C/E untuk file ENDF/B-VI rev. 6 (1.1017) clan JENDL-3.3 ( ). Dari semua hasil perhitungan Broomstick untuk isotop Nitrogen, Oksigen maupun Natrium yang telah dilakukan dengan file data nuklir ENDF/B-VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 maupun CENDL-2 dapat dipilih clan ditentukan file data nuklir mana yang mempunyai kualitas data yang lebih baik maupun yang kurang baik. Sehingga hasil perhitungan Broomstick tersebut dapat memberikan informasi renting tentang data tampang lintang total dati berbagai file data nuklir jika dibandingkan dengan data-data yang diperoleh dati eksperimental. Presiding Pertemuan dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir

5 42 ISSN Suwala, dkk C/EOkslgen-16 : I 1.4-I \, ' \ I :. 1.2-I \ "'- v..j i "-J -j.:--:.::.\--- / E! 0.8 J"0.6 (," \ /\ "-.. \ "" I, ~ \ /""""'--';/ A. ".. 'ft".., :\- / ---r'-. ",- --- '7'- ~,'.- \,. ~ ---,'/ ' ;:;:,--- :"," ' ; i \-, /, l /j'~:(~ 1/ \, / ",..:::.:.:>-..'~j" i' \ XII I \ / i' J "V,"":: -" i.f \n i/- I}~/ BROND-2 CENDL.2 II ENDFIB.Vlrev.6 -- JENDL Enerol (MeV) Gambar 3. Profil C/E (hasil perhitungan/eksperimen) untuk isotop Oksigen (8016) C/E Na-23 n", ENDF/B.VI rev _n. JENDL-3.3 BROND-2 CENDL (,I 1.8 I" 1.6.: \ E 1.6 1\ r, \ 1.4 e.. I., i 0-, \ '. ;:z ':? :~ -::7'5 ~,~::: "'. ~.::'?:C:==<::.." ( J Enerol (MeV) Gambar 4. Profil C/E (hasil perhitunganleksperimen) untuk isotop Natrium (1INa23) 0.'0" Nitrogen (7Nu). ENOFIO.VI 'n.. JENDL.3.3 ORaND.2 CENDL.2 I' ~.. 023, \ '...,,,'.-'" U Eno'ol (MoVI GambaI' 5. Tampang lintang total Nitogen (7NI4) untuk energi neutron antara 0.5 MeV dan 10 MeV Prosiding Pertemuan dati Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dati Teknologi Nuklir - ---

6 Suwoto, dkk. ISSN I. "'0'" - Okslgen (,0")!.- ENDFle-VI,",. I -.- JENDl... erond.2 CENDl-2 c. 1" i ii f~:r~ii.-!.. \ "-". i \i /_.~.r" U. \;\) / \A..I\ )\ ~}"t'. V" ; \,r"',~. \.; 0 2. Enl'O' (MoV) Gambar 6. Tampang lintang total Oksigen (80'6) untuk energi neutron antara 2 MeV clan 8.6 MeV Natrium t"na"). ENDFfe-VI '"v. 6 JENDl-3.3 BROND-2 CENDl.2 10! 6 ~..- ;,.il..', : '~-, ki.i;\i il/\, /,.:(,.,..: ~.v.,.-.;.. "" ' 1 I,,,,,,, '" ", Enl,g' (MeV) Gambar 7. Tampang lintang total Natirum (IINa23) untuk energi neutron antara 0.5 MeV clan II MeV KESIMPULAN Secara integral kajian data tampang lintang neutron untuk isotop Nitrogen, Oksigen clan Natrium yang terkandung pada file data nuklir ENDF/B-VI rev. 6, JENDL-3.3, BROND-2 clan CENDL-2. melalui perhitungan Broomstick sangat efektif clan mudah dilakukan, khsususnya untuk menyelidiki tampang lintang total pada daerah energi tinggi (MeV). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa untuk isotop nitrogen file BROND-2 memberikan rasio basil perhitungan terhadap eksperimental (C/E) yang relatif baik dengan SId Dev dan SId Err hila dibanding file data lainnya. Untuk isotop oksigen semua file data nuklir memberikan hasil C/E yang yang terlalu rendah (underestimate hampir 30% di bawah basil eksperimen) sedangkan untuk isotop natrium diperoleh C/E yang hampir mirip, namun file ENDF/B-VI rev. 6 terlihat lebih baik. Dari basil ini dapat diperoleh informasi bahwa tampang lintang total isotop Oksigen pada daerah energi MeV mempunyai tampang lintang total minima yang mungkin terlalu tinggi hila mengacu pada basil pecobaan yang telah dilakukan oleh MAEKER, R. E. tersebut. Profil C/E untuk perhitungan Broomstick dengan isotop Nitrogen memberikan basil yang hampir sama/mirip, walaupun demikian perhitungan dengan file data nuklir BROND-2 memberikan C/E yang masih lebih tinggi pada semlla jangkuan energi. Dengan kala lain dapat dikatakan bahwa tampang lintang total minima terlalu dalam untuk isotop Natrium di file data Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir

7 44 ISSN Suwata, dkk. nuklir BROND-2. Tampang lintang total natrium pada file data ENDFIB-VI rev. 6 dad JENDL-3.3 terlihat lebih baik di semua energi dibandingkan dengan file data lainnya, yang dibuktikan dengan C/E untuk file ENDF/B-VI rev. 6 (1.1017) dan JENDL-3.3 ( ). UCAP AN TERIMAKASIH Penulis mengucapkan terimakasih kepada Dr. Ferhat Aziz, M.Sc. atas koreksi, komentar dad sarannya sangat membantu dalam penulisan rnakalah ini. PUST AKA 1. MAERKER, R. E.: STD3. "Nitrogen Broomstick Experiment - An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections", ORNL-TM-3869 (Revised), (1972) 2. MAERKER, R. E.: STD2. "Oxygen Broomstick Experiment - An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections", ORNL-TM-3868 (Revised), (1972) 3. MAERKER, R. E.: STD4. "Sodium Broomstick Experiment - An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections", ORNL-TM-3870 (Revised), (1972). 4. Internet homepage dari Nuclear Data Section, NDS-IAEA, 5. HASEGAWA, komunikasi pribadi. 6. HASEGAWA, A., "Benchmark Testings of Evaluated Data Files on Fission Reactors and Shielding Problems", Proceedings of International Conference: Nuclear Data for Science and Technology, May 30 - June 3, 1988, MITO, JAPAN. 7. SUWOTO and HASEGAWA, A.: "Shielding Benchmark of Several Nuclides Contained"in JENDL-3.2 File", Final Report of STA, Agustus ROSE, F.E. and DUNFORD, c.l., "ENDF- 102 Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6", US- National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY. USA TANYAJAWAB M Hnsna AI Hasa ~ Perbedaan apa yang paling menonjol dan pengaruh yang paling ekstrem dengan isotop yang berbeda terhadap reaksi neutron. Suwoto. Perbedaan yang paling mempengaj'l(hi hasil perhitungan dengan hasil percobaan (oleh MAEKER, RE) adalah lembah dan puncak tampang lintang total tersebut. Sehingga dengan dilakllkan kajian ini dapat diketahui baik-bllrllknya tall/pang lintang total isotop tersebllt yang terkandung dalam file data nuklir terevaluasi (ENDF/B-VI, JENDL-3.3, BROND-2 atau CENDL-2). Presiding Pertemuan dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir - --

ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2

ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2 ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2 Suwoto, Tumpal Pandiangan, Ferhat Aziz Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju -BATAN ABSTRAK ANALISIS DATA TAMPANG LINTANG

Lebih terperinci

ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR

ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 123 ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) - BATAN

Lebih terperinci

PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL

PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, dkk. ISSN - PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma * Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI

Lebih terperinci

PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX

PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX 208 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir,

Lebih terperinci

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Jurnal 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 terperinci

SIMULASI 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 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER

Lebih terperinci

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI

Lebih terperinci

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6. DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR TABEL... xi DAFTAR

Lebih terperinci

PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER

PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 8 Serpong, 4 Oktober 2011 ISSN : 1410-7686 PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK

PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma **, Khairina NS *** ABSTRAK PENGEMBANGAN SISTEM

Lebih terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

GANENDRA, 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 terperinci

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

EVALUASI 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 terperinci

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON

Lebih terperinci

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI

Lebih terperinci

Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY

Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Zuhair, Suwoto, dan Suharno Abstract: Criticality benchmark experiment at STACY critical facility

Lebih terperinci

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Ada beberapa kategori power/daya yang digunakan, antara lain backbone power, green power dan mobile power. Backbone power adalah sumber energi primer yang selalu tersedia

Lebih terperinci

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA

Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA Zuhair 1), Tagor M. Sembiring 1), dan Putranto Ilham Yazid 2) Abstract: The criticality experiments at FCA three cores have been done

Lebih terperinci

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE 82 Suwoto, dkk. PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE Suwoto, Zuhair dan Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek,

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM 196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN

Lebih terperinci

ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI /04 ISSN 0216-3128 Suwala, du. ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)

Lebih terperinci

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto dan Zuhair Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEAR DATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

Jurnal 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 terperinci

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN. EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta

Lebih terperinci

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R4 EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza

Lebih terperinci

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com

Lebih terperinci

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI 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 terperinci

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini (1) dan Dian Anggraini (1)

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung

Lebih terperinci

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI BUFFER MATERIAL DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Arief Goeritno

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,

Lebih terperinci

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha 1,*, Mohammad Ali Shafii 1, Feriska Handayani Irka 1, Zaki Su ud 2 1 Jurusan Fisika

Lebih terperinci

BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)

BORON 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 terperinci

PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K

PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(,) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT00K Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK

Lebih terperinci

STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK

STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK Marsodi *, As Natio Lasman*, RB. Wahyu*,, K. Nishihara **, T. Osugi**, K. Tsujimoto**,, Marsongkohadi*,, and Zaki Su ud ***, ABSTRAK

Lebih terperinci

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN ANALISIS SENSITIVITAS SAND-II, PAKET PROGRAM UNFOLDING YANG DIGUNAKAN PADA PENGUKURAN

Lebih terperinci

Gunawan, Epung Saepul B., S.M. Prasetyo, Abarrullkram, lndarto P.

Gunawan, Epung Saepul B., S.M. Prasetyo, Abarrullkram, lndarto P. METODA EKSPERIMEN DAN REDUKSI DATA HAMBURAN NEUTRON SUDUT KECIL Gunawan, Epung Saepul B., S.M. Prasetyo, Abarrullkram, lndarto P. ABSTRAK METODA EKSPERIMEN DAN REDUKSI DATA HAMBURANEUTRON SUDUT KECIL.

Lebih terperinci

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya

Lebih terperinci

COMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN

COMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN ~1/ 202 ISSN 0216-3128 M. Yazid, dkk. OPTIMASI SPEKTROMETER GAMMA -. DENGAN SISTEM COMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN M. Yazid, Sudarti S., Aris Bastianudin dad E. Supriyatni

Lebih terperinci

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke

Lebih terperinci

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si. CROSS SECTION REAKSI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Tampang Lintang (Cross Section) Reaksi Nuklir Kemungkinan terjadinya reaksi nuklir disebut penampang lintang (σ) yang mempunyai dimensi

Lebih terperinci

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL 186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

Penentuan 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 terperinci

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5 ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5 Entin Hartini *, Suwoto **, Zuhair ** ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5. Untuk separasi uranium

Lebih terperinci

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI Disusun Oleh : ERMAWATI UNIVERSITAS GUNADARMA JAKARTA 1999 1 ABSTRAK Dalam mendesain semua sistem nuklir, pelindung radiasi, generator isotop, sangat tergantung dari jalan

Lebih terperinci

KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN

KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN PI'OSIdI/JJ portomuan dan ProsontasJ Ilmlah FWiDSlonaJ Toknls Non POIUIIIU,18 D8s8mIJor 2006 ISSN :1410 6381 KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR BATAN ABSTRAK KALIBRASI

Lebih terperinci

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI 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 terperinci

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA

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

Lebih terperinci

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34 ISSN: 1693-1246 Januari 2010 J P F I http://journal.unnes.ac.id PENENTUAN KADAR RADIONUKLIDA PADA LIMBAH CAIR PABRIK GALVANIS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON THERMAL REAKTOR KARTINI 1 1 2 P. Dwijananti

Lebih terperinci

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: KHODIJAH AMINI M0211043 SKRIPSI Diajukan

Lebih terperinci

PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139

PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139 252 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal. 252-257 PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139 Holnisar, Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

PEMODELAN 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 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 terperinci

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA

Lebih terperinci

PERHITUNGAN PARAMETER GELOMBANG SUARA UNTUK SUMBER BERBENTUK SEMBARANG MENGGUNAKAN METODA ELEMEN BATAS DENGAN PROGRAM MATLAB ABSTRAK

PERHITUNGAN PARAMETER GELOMBANG SUARA UNTUK SUMBER BERBENTUK SEMBARANG MENGGUNAKAN METODA ELEMEN BATAS DENGAN PROGRAM MATLAB ABSTRAK PERHITUNGAN PARAMETER GELOMBANG SUARA UNTUK SUMBER BERBENTUK SEMBARANG MENGGUNAKAN METODA ELEMEN BATAS DENGAN PROGRAM MATLAB Garry Paulin Setiawan Email : garrypsetiawan@yahoo.com Jurusan Teknik Elektro,

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Teknologi nuklir yang semakin berkembang dewasa ini telah banyak digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit energi, industri, pertanian,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR ISSN 1411 240X Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan... (Anis Rohanda) ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda Pusat Teknologi

Lebih terperinci

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

IRADIASI 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 terperinci

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER

ANALISIS 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 terperinci

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak

Lebih terperinci

BAB I PERSYARATAN PRODUK

BAB I PERSYARATAN PRODUK BAB I PERSYARATAN PRODUK Bab ini akan membahas mengenai perspektif global tentang produk perangkat lunak yang dibuat, dalam hal ini adalah perangkat lunak perhitungan radiasi berbasis web. Perspektif global

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI

PENGEMBANGAN 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 terperinci

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang

adukan 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 terperinci

REAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.

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

Lebih terperinci

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

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 terperinci

PERHlTUNGAN TAMPANG LINTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLIR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY

PERHlTUNGAN TAMPANG LINTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLIR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian Sains dan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober 1991 PERHlTUNGAN TAMPANG LNTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLR DENGAN

Lebih terperinci

ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA

ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA Mohamad Ali Shafii 1,4, Ade Gaffar Abdullah 2,4, Menik Ariani 3,4, S. H. J. Tongkukut 5 1 Jurusan

Lebih terperinci

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKASARAN PERMUKAAN KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR DENGAN ROUGHNESS TESTER SURTRONIC-25

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKASARAN PERMUKAAN KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR DENGAN ROUGHNESS TESTER SURTRONIC-25 ISSN 1979-2409 Ketidakpastian Pengukuran Kekasaran Permukaan Kelongsong Bahan Bakar Nuklir Dengan Roughness Tester Surtronic-25 (Pranjono, Ngatijo, Torowati, Nur Tri Harjanto) KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN

Lebih terperinci

ABSTRAK. Kata Kunci: perhitungan radiasi, proteksi radiasi

ABSTRAK. Kata Kunci: perhitungan radiasi, proteksi radiasi ABSTRAK Dalam melaksanakan tugasnya, petugas proteksi radiasi di BATAN sangat memerlukan sarana untuk mengakses dengan cepat data radionuklida. Sistem perhitungan radiasi berbasis web adalah salah satu

Lebih terperinci

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

Lebih terperinci

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA Marsodi, dan Mulyanto ABSTRAK Analisis Tingkat Bahaya pada Paska Perlakuan Daur Ulang Pembakaran/Transmutasi Aktinida.

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI Analisis Perhitungan Koefisien Reaktivitas Doppler Partikel TRISO Reaktor Temperatur Tinggi (Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto) ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR

Lebih terperinci

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T., dkk ISSN 0216-3128 231 DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T. 1, Bunawas 2, Taufik 3, Sunardi 3 dan Hari Suryanto 4 1 Pusat Sains dan Teknologi

Lebih terperinci

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN ABSTRAK PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

Bab 2 Interaksi Neutron

Bab 2 Interaksi Neutron Bab 2 Interaksi Neutron 2.1 Pendahuluan Perilaku neutron fisi ketika berinteraksi dengan bahan menentukan fenomena reaksi neutron berantai yang terjadi. Untuk dapat mempertahankan reaksi berantai, minimal

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi PPIN BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, Indonesia 15310 Email

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri

Lebih terperinci

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

Lebih terperinci

OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI

OPTIMALISASI 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 terperinci