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

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

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

Transkripsi

1 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 PROGRAM KOMPUTER NJOY ABSTRAK AB:TRACT Riyanto Raharjo Pusat Pengembangan nformatika - Badan Tenaga Atom Nasional PERHTUNGAN TAMPANG LNTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMRO SESAN DATANUKLR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY. Pemrosesan data nuklir adalah suatu langkah yang mengawali perhitungan fisika reaktor. Umumnya data nuklir diproses untuk menyiapkan pustaka data nuklir multigrup yang merupakan bagian yang tak terpisahkan dari program komputer untuk perhitungan fisika reaktor. Salahsatu data nuklir yang diperlukan adalah tampang lintang interaksi pada berbagai suhu. Dikenal konsep pelebaran Doppler untuk menggambarkan fenomena perubahan nilai tampang lintang sebagai fungsi suhu medium. Dan untuk menghitung tampang lintang yang mengalami pelebaran Doppler tersebut, terdapat dua metode: metode pelebaran kernel dan metode psi-chi. Dalam penelitian sederhana ini dilakukan pengt\iian terhadap kedua metode ini, dengan memanfaatkan suatu program komputer untuk pemrosesan data nuklir bernama NJOY89. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa metode psi-chi mempunyai beberapa kelemahan, walaupun waktu perhitungannyajauh lebih singkat daripada metode pelebaran kernel. CALCULATON OF DOPPLER BROADENED CROSS SECTON N NUCLEAR DATA PROCESSNG USNG NJOY COMPUTER CODE. Nuclear data processing is a step prior to reactor physics calculations. Usually the nuclear data is processed in order to prepare a multigroup nuclear data library, which is an important component of a reactor physics code. One of the nuclear data needed by the code is the interaction cross sections at different temperatures. The concept of Doppler broadening is known to describe the temperature dependency of cross section. There are two methods to actually calculate the Doppler broadened cross section, i.e. the kernel broadening and the psi-chi methods. n this work, an attempt to compare the two methods had been made utilizing the nuclear data processing code NJOY89. The result showed that the psi-chi method has some disadvantages, eventhough it is superior in terms of computing time as compared to the kernel broadening method. PENDAHULUAN Perhitungan fisika reaktor, khususnya di dalam teras reaktor nuklir, pada dasarnya bertujuan menganalisis interaksi antara zarah nuklir dalam teras (neutron, foton, zarah bermuatan) dengan bahan-bahan dalam medium teras. Mekanisme interaksi umumnya dinyatakan dalam bentuk persamaan Boltzman atau persamaan transport zarah. Dari penyelesaian persamaan ini dapat diketahui agihan (distribusi) zarah-zarah tersebut di dalam teras. Selanjutnya dari agihan tersebut dapat dihitung berbagai besaran penting seperti faktor pelipatan statis dan dinamis, laju deposisi energi, laju perubahan nuklida dalam teras, clan sebagainya. Dengan demikian jelaslah bahwa perhitungan fisika reaktor tak mungkin dapat dilakukan tanpa tersedianya data tentang kebolehjadian interaksi antara zarah tersebut de- ngan nuklida-nuklida dalam teras, yang secara umum disebut sebagai data nuklir. Tersedianya data nuklir untuk keperluan perhitungan fisika reaktor merupakan hasil kejja terus-menerus di bidangfisika nuklir, baik dalam segi eksperimen maupun teori. Pengukuran nilai tampang lintang diferensial umumnya tak dapat mencakup seluruhjangkau energi yang diperlukan dalam perhitungan fisika reaktor. Oleh karenanya peranan fisika nuklir teori yang mampu memperkirakan nilai tampang lintang sebagai fungsi energi berdasarkan berbagai model nuklir mutlak diperlukan. Setelah data eksperimental dan teoritis tersebut dievaluasi untuk mendapatkan nilainilai yang terbaik, kemudian data tersebut disusun dengan format tertentu sehingga terbentuklah apa yang dikenal sebapai Pustaka Data 65

2 Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sains dan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landa8 Bandung, 8-10 Oktober 1991 Nuklir Terevaluasi (Evaluated Nuclear Data Library). Beberapa negara telah berhasil menyusun sejumlah Pustaka Data Nuklir Terevaluasi untuk perhitungan fisika reaktor, seperti misalnya: ENDFjB (Amerika Serikat), JENDL (Jepang), BROND (Uni Soviet), KEDAK (Jerman), UKNDL (nggris), JEF (gabungan beberapa negara Eropa). Data dalam pustaka data nuklir terevaluasi belum dapat langsung dimanfaatkan untuk perhitungan fisika reaktor. Diperlukan pemrosesan data nuklir untuk menghasilkan data nuklir yang sesuai jenis dan formatnya dengan kebutuhan program perhitungan fisika nuklir. Mengingat umumnyajumlah data nuklir yang diperlukan adalah sangat besar, pemanfaatan program komputer dalam pemrosesan data nuklir tak dapat dihindari. Salahsatu program komputer pemrosesan data nuklir yang cukup luas penggunaannya di dunia bernama NJOY. NJOY adalah suatu paket program komputer lengkap yang berfungsi menghasilkan data tampang lintang titik (pointwise cross section) dan tampang lintang multigrup yang diperlukan dalam perhitungan transport neutron dan foton, dari pustaka data nuklir dengan format ENDFjBl). Paket NJOY terdiri dari sejumlah modul program komputer, yang masing-masing mempunyai fungsi khusus. Beberapa modul penting beserta fungsinya adalah sebagai berikut : - NJOY adalah program pengendali (driver) yang menghubungkan masukan dan keluaran modul-modullainnya - RECONR berfungsi terutama untuk merekonstruksi tampang lintang sebagai fungsi energi, dari parameter resonansi ENDFjB dan skema interpolasinya - BROADR berfungsi terutama untuk melakukan perhitungan pelebaran Doppler pada suhu yang berbeda, terhadap data tampang lintang titik keluaran RECONR - UNRESR berfungsi untuk menghitung tampang lintang efektif setelah mengalami proses perisai-diri (self-shielding) di daerah resonansi tak-terurai (unresolved resonance) - HEATR berfungsi untuk memproduksi tampang lintang produksi panas (faktor kerma) dan tampanglintangproduksi kerusakanyang sebanding dengan DPA (=displacement per atom) - THERMR berfungsi untuk menghitung hamburan neutron pada energi termal yang rendah, dimana ikatan penghambur dalam suatu bahan atau gerakan atom dalam suatu gas merupakan faktor penting - GROUPR berfungsi untuk memproduksi tampang lintang multigrup yang mengalami perisai-diri (self-shielding) dengan met ode Bondarenko dan matriks hamburan neutron dari grup ke grup - GAMNR berfungsi untuk menghitung tampang lintang multigrup interaksi foton, faktor kerma dan matriks hamburan foton dari grup ke grup - DTFR berfungsi untuk menghasilkan matriks transfer untuk program transport dengan format DTF - MATXSR berfungsi untuk mengubah data nuklir multigrup keluaran GROUPR ke format MATXS - ACER berfungsi untuk memproduksi pustaka data nuklir dalam format ACE untuk program Monte Carlo MCNP. Salahsatu jenis data yang umumnya diperlukan dalam perhitungan fisika reaktor a.dalah tampang lintang sebagai fungsi suhu. Konsep fisika yang umumnya mendasari perhitungan tampang lintang sebagai fungsi suhu tersebut dikenal sebagai konsep pelebaran Doppler. Pada dasarnya terdapat dua metode untuk menghitung nilai tampang lintang sebagai fungsi suhu, yaitu metode pelebaran kernel dan metode psi-chi (1.j - X) Dalam makalah ini akan diuraikan tentang konsep pelebaran Doppler dan kedua metode perhitungan tampang lintang tersebut di atas, akan dibahas pula hasil perbandingan antara kedua metode ini dengan memanfaatkan program pemrosesan data nuklir NJOY. PELEBARAN DOPPLER Kebolehjadian interaksi atau lebih lazim dikenal sebagai tampang lintang interaksi antara suatu neutron atau proyektil dengan suatu inti sasaran tergantung pada kelajuan relatif antara keduanya. Hal ini disebabkan tampang lintang interaksi antara neutron yang berge:rak terhadap inti sasaran yang diam, berbeda nilainya dibandingkan dengan tampang lintang interaksi antara neutron yang bergerak dengan kelajuan yang sarna terhadap inti sasaran yang bergerak pula. Kenyataannya, di dalam teras reaktor nuklir, inti sasaran selalu bergerak secara rambang mengikuti suatu agihan (distribusi) kecepatan sesuai dengan suhu :;1edium. Seperti telah disebutkan, peristiwa ya.ng berhubungan dengan erubahan nilai lumpang lintang akibat peruba m suhu medium tempat interaksi terjadi dil nal sebagai p' ristiwa 66

3 Proeeedings Seminar Reaktor Nuklir dalom Penelitian Sains dan Tekrwlogi Menuju Era Tinggal LOJ~das Bandung, 8-10 Oktober 1991 pelebaran Doppler. Konsep fisika ini digunakan dalam pemrosesan data nuklir untuk menghitung nilai tampang lintang interaksi sebagai fungsi suhu. Data tampang lintang dalam pustaka data nuklir terevaluasi umumnya disajikan sebagai fungsi energi proyektil pada suhu medium OaK, yang berarti inti sasaran diandaikan berada dalam keadaan diam mutlak. Sedang persamaan transport mengenai interaksi proyektil dengan inti dinyatakan dalam kerangka acuan laboratorium. Untuk dapat memanfaatkan data tarnpang lintang dalam penyelesaian persarnaan transport diperlukan tampang lintang efektifpada suhu medium yang dihitung dalam kerangka acuan laboratori urn. Tampang lintang efektif tersebut dikenal sebagai tampang lintang pelebaran Doppler. Dalam perhitungan tampang lintang pelebaran Doppler digunakan prinsip konservasi laju reaksi. Artinya, laju reaksi dalam suatu kerangka acuan adalah sarna dengan laju reaksi bila ditinjau dari kerangka acuanyang lain. Bila sua.tu medium mengandung inti sasaran dengan agihan kecepatan tertentu, maka kelajuan relatif (Vr) antara seberkas neutron energitunggal yang berinteraksi dengan inti sasaran temebut akan teragih/terdistribusi pula. Berdasarkan prinsip konservasi laju reaksi, maka laju reaksi per unit neutron yang teramati adalah: 00 o V :: kelajuan neutron/proyektil; VT = kelajuan inti sasaran; Vr = kelajuan relatif (Vr = V - VT ); a (V,T) = tampang lintang pelebaran Doppler pada suhu T; a (Vr,O)=tampang lintang pada suhu OaK(dari pus taka data nuklir); P (VT) d VT= agihan kecepatan ternorma lisasi dari inti sasaran. Dengan mengandaikan bahwa agihan inti sasaran dalam medium mengikuti agihan Maxwell yang bersifat isotropis, persamaan (1) dapat dinyatakan sebagai2: 1;200 Va(V,T) = ~ (~) {[Vr a (Vr,0)] Vr d Vr. () = 2~T ; m = massa proyektil; k= tetapan Boltzman (2) Berdasarkan kesetaraan antara kelajuan dan energi, persamaan (2) dapat dinyatakan dalam energi sebagai berikut2): 1;200 VE a(e,t) = ~ (~) {[ YK; a(er,o)] der' [ea(v'k-ve;:i _ e-a(v'k+ve;:i] (3) M 'f E. a = m kt ; m = massa n 1 sasaran; = energl proyektil (~m 172); Er = energi relatifpro- yektil ( l/2mvr 2) Persamaan (3) di atas disebut sebagai persamaan pelebaran Doppler, yaitu metode pelebaran kernel dan metode psi-chi ('jj - X). Metode Pelebaran Kernel: Metode ini pada dasarnya menghitung tampang lintang pelebaran Doppler dengan menyelesaikan persamaan pelebaran Doppler di atas secara eksak. Untuk itu data tampang lintang di ruas kanan persamaan (3) harus tersedia dalam bentuk tabulasi sebagai fungsi energi, yang dapat diinterpolasikan secara linier. Karena dalam metode ini tidak diadakan pendekatan, maka tampang lintang pelebaran Doppler dapat dihitung secara teliti pada sembarang daerah energi. lnilah metode pelebaran kernel walaupun di lain pihak perhitungannya memerlukan waktu yang relatif lama. Terdapat beberapa sifat menarik dari pelebaran Doppler dengan metode pelebaran kernel ini3). Tampang lintang yang sebanding dengan l/v tak akan terpengaruh oleh kenaikan suhu. Sedang tampang lintang yang konstan terhadap energi akan mendapat tambahan ekor l/v di daerah energi rendah bila meng- alami pelebaran Doppler. Bentuk suatu puncak resonansi berubah dengan adanya pelebaran Doppler, kecuali di daerah energi tinggi (E»kTM/m). Makin tinggi suhu, makin landai bentuk suatu resonansi. Metode Psi-Chi: Dalam metode ini dilakukan beberapa pendekatan terhadap persamaan (3) sehingga diperoleh rumus tampang lintang pelebaran Doppler sebagai fungsi parameter resonansi, energi proyektil, dan suhu. Pendekatan yang dilakukan antara lain: pengabaian bentuk eksponensial kedua pada ruas kanan persamaan (3), pengandaian..ff:;. dapat dideretkan dalam deret Taylor di sekitar E atau energi resonansi ER, serta pengandaian batas bawah integrasi pada ruas kanan persamaan (3) dapat 67

4 Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalwn Penelitian Suins dan Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober.1991 diperlebar dari 0 ke -00 Dengan mensyaratkan bahwa tampang lintang harus dinyatakan dengan parameter resonansi Breit-Wigner arastunggal, maka penerapan pendekatan di atas menghasilkan rumus tampang lintang pelebaran Doppler berdasarkan metode psi-chi sebagai berikut: - tam pang lintang serapan dan fisi : - tam pang lintang hamburan : 2 (4) a(e,t) = JT1E)!B(E)1jJ(X';R ) + C(E) X(X';R )! ER = energi resonansi, rt = lebar total resonansi (resonance total width), A(E), B(E), C(E) = besaran yang berhubungan dengan jenis reaksi, X = 2(Er - ER)/r T' Y = 2(E - ER)/r T' ;R = rt (A(E)/4kTER)1;;. ;R 1 X-Y dy 1jJ(X';R) =2 () exp -[-2-;R] y J.!OO { 2} ;R 1 X-Y YdY X(X';R) =2() exp -[-2-;R] y J.!OO { 2} Kelebihan metode psi-chi adalah waktu komputasi yang diperlukan jauh lebih singkat dibandingkan metode pelebaran kernel. Sedang kekurangan utama dari metode psi-chi adalah metode ini hanya dapat diterapkan pada data tampang lintang yang dinyatakan dengan parameter resonansi Breit-Wigner aras-tunggal. HASLDAN PEMBAHASAN Perhitungan pelebaran Doppler dengan menggunakan program pemrosesan data nuklir NJOY dapat dilakukan dalam modul RECONR maupun modul BROADR. RECONR menggunakan metode psi-chi, sedang BROADR menggunakan metode pelebaran kernel. Seperti telah RECONR PUSTAKA DATA NUKLR LJEF-l Th-232 RECONR 3000K & 21000K Gambar 1. Bagan percobaan perbandingan metode pelebaran Doppler disebutkan, metode pelebaran kernel dapat diterapkan pada tam pang lintang di seluruh jangkau energi. Namun berhubungmetode pelebaran kernel mensyaratkan data masukan harus berupa tampang lintang dalam bentuk tabel linier a - E, maka masukan BROADR harus merupakan keluaran RECONR. Untuk dapat membandingkan kemampuan kedua metode pelebaran Doppler tersebut di atas, dalam penelitian sederhana ini dipilih data nuklir yang parameter resonansinya dinyhtakan dalam representasi Breit-Wigner arastunggal, yaitu data Th-232 dari pustaka data nuklir terevaluasi JEF-1. Suhu 3000K Clan 21000K dipilih sebagni suhu perc6baan, karena kedua suhu ini adalah batas bawah dan batas atas yang lazim diper!ukan dalam pustaka data nuklir multigrup dan program perhitungan fisika reaktor. Langkah-angkah yang dilakukan dalam penelitian ini dapat digambarkan dengan suatu bagan seperti terlihat pada Gambar 1. Dengan menggunakan program komputer COMPLO'J'4 diperolehlah kurva tampang lintang sebagai fungsi energi, seperti terlihat pada Gambar 2 sid 10. Gambar bagian atas adalah dua kurva tampang lintang pelebaran Doppler yang masing-masing dihitung dengan metode pelebaran kernel (garis sambung sempurna) dan metode psi-chi (garis putus), digambarkan dalam satu sumbu koordinat; sedang gambar bagian bawah menunjukkan rasio tampang lintang hasil perhitungan dengan metode psi-chi terhadap hasil perhitungan dengan metode pelebaran kernel. r ~ " Jut.. " '''.'" """';:'''~''l' l. =1 1=. 11"11a"11 "' u" 11" ~'f 'S,. ' u ) 1(' 11"1 ' t.. Ga Jbar 2 11t1 1,,',,' \ 1.1 :

5 Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dillam PeTuditian Sains dwt Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal LancWs Bandung, 8-10 Oktober 1991 PPTN BATAN ",. ".: _llu.('!. l :...m..(f!t((,t.1..~, 1tl : (t~ ~1J~ :, :~'_Otcr HU, to}!: F r,([o., lilll' : ~.".,'~" ; " i " i~j~~-. i ijt; 1 - '--,,', 1111 i i ", i, J.., -1 jll 1.1.;...," 111).~1 1"" ", \. "'''!'' """1'", l'' ~. 1 t.! Gambar 3 Gambar 2 & 3menunjukkan perbandingan tam pang lintang total pada jangkau energi 1O 5eV - 20 MeV. Terlihat bahwa pada daerah eno~rgirendah (E<O,l ev) terdapat perbedaan ha:3il perhitungan dengan kedua metode, ter- ',' G:.-- '; e.," 't '/!',0, '1'( ' 1f'1 t" :,1 f :.t.~ Gambar 5 utama pada suhu 2100 K. Sedang di daerah resonansi, khususnya pada suhu 300oK, terdapat beberapa perbedaan yang cukup menyolok. Namun di daerah energi tinggi (E>3 key) tidak teramati adanya perbedaan. :: o';!1 A': 'tht" Jll. ';'~~;;;;-,::;_;;,h --:~,~_~~-:-;~::_.! ' ' BW~ wrr - - i" --- -,,,' : '. ii j '/i : :ii 1,,1,,' ~-~-_.j", "i.'o.".",,,.,." ""0; ".,.,.,- 'P' ji.l J 1, ~ ~. --._~ / ~~!::1 " j:: '. "f ' ', -.S! ( 1". " r=~:;;~,-,,.., ~;~:;; '~;',~---'-,~~'-~-t :;'.;-;';;~:.::.-!' '." "'jllt -"'".'"''''' \. -"",j!\'-. J..' ' \! t ",, n ~ U L.:::~~~~:' O! ~'-1 ''~'fl '''''' ii ~.., ( ::. i! i j " :L "11' : L-.. J ~" ' ".,.,,.,' Gambar 4 Gambar 6 69

6 Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitian Sains dan Tekrwwgi Menuju Era Tinggal Landns Bandung Oktober 1591 PPTN - BA1,W Perbedaan di daerah energi rendah membuktikan bahw;l metode pelebaran kernel melakukan pelebaran di luar daerah resonansi, sebaliknya metode psi-chi hanya melakukannya di dalam daernh resonansi. Hal ini semakin jelas teramati pada perbandingan tampang lintang elastis dahm gambar 4 & 5. Seperti telah resonansi, seperti tampak pada Gambar 7. Kekurangsempurnaan ini terlihat pula pada tampang lintang (n, y) dalam Gambar 8 & 9, sehingga teramati perbedaan yang besar di E = 10 ev, E = 750 ev (perbatasan antara daerah H.~! (,')"t., ~ m..:,.,!U~CHili 'f '! /,.rl',,_cl llnil,.tannlc ' i n \. i : " ; "/ ~ """1/111 --~ /,," "((0" '" ~~-- -''', i" \, 1" " '! i" i :"!., l ~---- i',.,,", J i. 1-' ~ '-i ': _,~~,.\ "' ',' H, 1',! r Gambar 8 Gambar 7 disebutkan, terhukti bahwa di daerah energi rendah dengan 1:ampang lintang yang konstan terhadap energi, terdapat tambahan ekor 1/v setelah mengalami pelebaran Doppler; semakin tinggi suhu, ek01'1/v akan semakin melebar ke energi yang lebih tinggi. Perbedaan tampang lintang total di daerah resonansi ternyhta terutama disebabkan oleh sumbangan perbedaan tampang lintang'elastis, seperti terlihat pada Gambar 4. Dengan pemahaman bahwa metode pelebaran kernel menghitung tampang lintang pelebaran Doppler dengan teliti, tampaknya perhitungan dengan metode psi-chi pada resonansi yang sangat tajam (lembah dan puncak yang curam saling berdampingan) kurang baik hasilnya. Hal ini teramati pada Gambar 6 di daerah energi E = 6,75 ev. Khusus mengenai perbedaan besar yang teramati di daerah energi E = 10 ev, dapat diduga bahwa ini disebabkan kurang sempurnanya metode psi-chi dalam menggabungkan kurva tampang lintang di perbatasan antara daerah energi rendah dan daerah. :~ '. '"Y-.; la.,' Cui, hni,... Gambar 9 H '.)!: f" 70

7 Proceedings Seminar Realttor Nuklir dalwrl Penelitian Sains dan Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober ev, E = 750 ev (perbatasan antara daerah resonansi terpisah dan resonansi tak-terpisah), serta E = 3 kev (perbatasan antara daerah resonansi dan daerah energi tinggi). _JJl1"Uf'1 _. 11)).1 1'((U}ltO! j...l~_ Gamba' 10 Perbedaan menyolok yang teramati di E = 8,34 ev pada kurva tampang lintang (n, y) dalam Gamba' 10, menegaskan lagi bahwa metode psi-<:hitidak melakukan pelebaran Doppler di luar daerah resonansi, walaupun terdapat suatupuncak. DalamJEF-1, puncake = 8,34eV yang terletak di luar daerah resonansi tidak direpresentasikan dengan parameter resonansi, melainkan dengan tabel 0- E. Akibatnya puncak tersebut tidak mengalami pelebaran oleh metode psi-chi, tetapi sebaliknya mengalami ",,' pelebaran metode oleh metocle pelebaran kernel. Seperti telah disebutkan, metode psi-chi mempunyai keunggulan terh3.dap metode pelebaran kernel dalam waktu perhitungan. dalam percobaan ini terbukti 1:ahwa metode psi-chi dengan modul RECONH untuk suhu 3000K dan 21000K memerlukan waktu komputasi 2526 detik sedang metode pelebaran kernel dengan kombinasi modul R~CONR pada OaK dan modul BROADR pada. kedua suhu tersebut di atas memerlukan waktu komputasi total 5586 detik. Jadi metode pelabaran kernel memerlukan waktu 2,21 kali lebih lama dibandingkan metode psi-chi. KESMPULAN Dari hasil uraian tentang pengujian terhadap kedua metode perhitungan pelebaran Doppler dengan program pemrosesan data nuklir NJOY, dapat disimpulkan beberapa hal sebagai berikut : 1. Metode pelebaran kernel me]akukan pelebaran Doppler di seluruh jangkau energi, sedang metode psi-chi hanya di daerah resonansi yang direpresentasikan dengan parameter resonansi Breit- Wigner aras-tungal. 2. Perhitungan dengan metode psi-chi pada resonansi yang sangat tajam memberikan hasil yang kurang teliti. 3. Pada perbatasan antara beb,~rapa daerah energi (daerah energi rendah. daerah resonansi, daerah resonansi terurai - daerah resonansi tak-terurai, dan daerah resonansi daerah energi tinggi) terama ti kekurangsempurnaan metode psi-chi dalam menggabungkan bagian-bagian kurva. 4. Metode pelebaran kernel mem3rlukan waktu komputasi lebih dari 2 kal waktu yang diperlukan metode psi-chi untuk melakukan perhitungan pelebaran Doppler. DAFTAR PUSTAKA 1. MacFarlane, RE., D.W. Muir and RM. Boicourt, The NJOY Nuclear Data ProceE;singSystem, Volume : User's manual, Los Alamos Scientific Laboratory, LA-9303-M, VoLl (ENDF-324) (1982) 2. Cullen, D.E., "Nuclear cross section prepraration", in CRC Handbook of Nuclear Reactors Calculations, CRC Pub lise' (1988) 3. MacFarlane, RE., D.W. Muir and RM. Boicourt, The NJOY Nuclear Data Proceesing System, Volume : The NJOY, RECONR, BROADR, HEATR, and THERMR Modules, Los Alamos Scientific Laboratory, LA-9303-M,Vol. (ENDF-324) (1982) 4. Cullen, D.E. and P.K. McLaughlin, 1989 ENDF Pre-Processing Codes, AEA Nuclear Data Section, AEA-NDS-104 (1989) 71

8 Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalwn Penelitian Sains dan Teknologi Mer.uju Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober 1991 PPTN - BA1'AN DSKUS: Syarip: 1. Sampai sejauh mana kontribusi kita (BATAN)dalam bidang ini? (tambahan pada library tampang lintang) 2. Ada lagi (kalau tidak salah) metode pendekatan Narrow Resonance Approximation, mohon penjelasan. Riyanto: 1. Kemampuan BATANdalam masalah data nuklir masih sangat minim 2. Narrow Resonance Approximation digunakan dalam perhitungan Shielded cross-section (tampang lintang yang mengalami proses perisai diri/self-shielding), bukan dalam perhitungan pelebaran Doppler. 72

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

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

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

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

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

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

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

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

Tegas Sutondo Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional

Tegas Sutondo Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dolam Penelitiau Sains dall Teklwlagi Menuju Era Tinggm Landas Baudung, 8-10 Oktober 1991 l'ptn - BATAN ABSTRAK STUD I PEMBANGKITAN TAMPANG LINTANG KELOMPOK UNTUKPERHITUNGAN

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

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * ABSTRAK PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE

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

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

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

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 II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo

Bab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo Bab II Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo Metoda monte carlo adalah suatu metoda pemecahan masalah fisis dengan menirukan proses-proses nyata di alam memanfaatkan bilangan acak/ random. Jadi metoda

Lebih terperinci

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman Koefisien Temperatur Bahan Bakar Reaktor Kartini (Budi Rohman) ISSN 1411 3481 KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi

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

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

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

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

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

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

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

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 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

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Struktur atom Struktur atom merupakan satuan dasar materi yang terdiri dari inti atom beserta awan elektron bermuatan negatif yang mengelilinginya. Inti atom mengandung campuran

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

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

ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED

ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED Khairina Natsir 1), Elfrida Saragi 2), Nursinta Adi Wahanani 3) 1,2,3) Bidang Komputasi,

Lebih terperinci

OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT

OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT JURNAL APLIKASI FISIKA VOLUME 13 NOMOR 2 JUNI 2017 OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT Viska Inda Variani 1, Vivin Fitrya Ningsih 1, Muhammad Zamrun F. 1, 1 Jurusan

Lebih terperinci

SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP

SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray

Lebih terperinci

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi

Lebih terperinci

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

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

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

MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Elfrida Saragi *, Utaja **

MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Elfrida Saragi *, Utaja ** MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI Elfrida Saragi *, Utaja ** ABSTRAK MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Salah satu faktor penting dalam keselamatan operasi

Lebih terperinci

TRANSMISI NEUTRON OLEH PERAJANG DENGAN CELAH BERBENTUK PARABOLA

TRANSMISI NEUTRON OLEH PERAJANG DENGAN CELAH BERBENTUK PARABOLA Proceedings Seminar Reaktnr Nuklir dalam Penelitian Sains dnn Tekrwlogi Menuju Era Tinggal Landns Bandung, 8-10 Oktnber 1991 TRANSMISI NEUTRON OLEH PERAJANG DENGAN CELAH BERBENTUK PARABOLA ABSTRAK R.S.

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

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

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

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

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF 1. PELURUHAN EKSPONENSIAL Proses peluruhan merupakan statistik untuk nuklida yang cukup banyak, maka banyaknya peluruhan per satuan waktu (dn/dt)

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

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

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

Lebih terperinci

Analisis 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

PROGRAM PERHITUNGAN PENGARUH REAKTIVITAS FEEDBACK TERHADAP DINAMIKA REAKTOR MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO. Dra. Dwi Purwanti, MS ABSTRAK

PROGRAM PERHITUNGAN PENGARUH REAKTIVITAS FEEDBACK TERHADAP DINAMIKA REAKTOR MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO. Dra. Dwi Purwanti, MS ABSTRAK 2 Jurnal Teknik Elektro Vol. 3 No. PROGRAM PERHITUNGAN PENGARUH REAKTIVITAS FEEDBACK TERHADAP DINAMIKA REAKTOR MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO Dra. Dwi Purwanti, MS ABSTRAK Daya reaktor sebanding dengan

Lebih terperinci

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :

Lebih terperinci

Xpedia Fisika. Soal Fismod 2

Xpedia Fisika. Soal Fismod 2 Xpedia Fisika Soal Fismod Doc. Name: XPPHY050 Version: 013-04 halaman 1 01. Peluruhan mana yang menyebabkan jumlah neutron di inti berkurang sebanyak satu? 0. Peluruhan mana yang menyebabkan identitas

Lebih terperinci

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI. nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn.staff.fkip.uns.ac.id / (0271)

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI. nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn.staff.fkip.uns.ac.id / (0271) REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn.staff.fkip.uns.ac.id 081556431053 / (0271) 821585 REAKSI INTI Reaksi Inti adalah proses perubahan yang terjadi dalam inti atom

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 HAMBURAN RUTHERFORD

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R3 EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza Andiana

Lebih terperinci

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

1BAB 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 terperinci

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS

VERIFIKASI 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 terperinci

Efek Relativistik Pada Hamburan K + n

Efek Relativistik Pada Hamburan K + n Efek Relativistik Pada Hamburan K + n Putu Adi Kusuma Yudha l, Dr. Agus Salam 2, Dr. Imam Fachruddin 3 1. Departemen Fisika, Universitas Indonesia, Depok 16424, Indonesia 2. Departemen Fisika, Universitas

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

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. ISSN 0216-3128 285 ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. Pusat Teknologi Reaklor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS

Lebih terperinci

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Dian Filani Cahyaningrum 1), Riyatun

Lebih terperinci

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

Lebih terperinci

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini, dkk. ISSN 0216-3128 109 ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini 1, Riyatun 1, Suharyana 1, Azizul Khakim

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

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K Zuhair, Suwoto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gedung No. 80, Serpong,

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

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

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR... DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... x DAFTAR GAMBAR... xiii DAFTAR TABEL... xiv DAFTAR LAMBANG

Lebih terperinci

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 12, No. 3, Juli 2010, hal 85-90 Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Agung

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah Di seluruh dunia, kanker merupakan penyakit mematikan pada urutan kedua setelah penyakit kardiovaskular. Pada tahun 2012, penelitian yang dilakukan oleh International

Lebih terperinci

Getaran Dalam Zat Padat BAB I PENDAHULUAN

Getaran Dalam Zat Padat BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Pendahuluan Getaran atom dalam zat padat dapat disebabkan oleh gelombang yang merambat pada Kristal. Ditinjau dari panjang gelombang yang digelombang yang digunakan dan dibandingkan

Lebih terperinci

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP TERAS PWR MENGGUNAKAN KODE MONTE CARLO N-PARTIKEL TRANSPORT Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

Lebih terperinci

Studi Komputasi Gerak Bouncing Ball pada Vibrasi Permukaan Pantul

Studi Komputasi Gerak Bouncing Ball pada Vibrasi Permukaan Pantul Studi Komputasi Gerak Bouncing Ball pada Vibrasi Permukaan Pantul Haerul Jusmar Ibrahim 1,a), Arka Yanitama 1,b), Henny Dwi Bhakti 1,c) dan Sparisoma Viridi 2,d) 1 Program Studi Magister Sains Komputasi,

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

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A RENCANA PELAKSANAAN PERKULIAHAN RPP/KIM SKM 229/ 01-02 5 September 2012 1. Fakultas/ Program Studi : FMIPA/Kimia 2. Matakuliah/Kode : Radioanalisis

Lebih terperinci

Simulasi Perpindahan Panas pada Lapisan Tengah Pelat Menggunakan Metode Elemen Hingga

Simulasi Perpindahan Panas pada Lapisan Tengah Pelat Menggunakan Metode Elemen Hingga JURNAL SAINS DAN SENI ITS Vol. 4, No.2, (2015) 2337-3520 (2301-928X Print) A-13 Simulasi Perpindahan Panas pada Lapisan Tengah Pelat Menggunakan Metode Elemen Hingga Vimala Rachmawati dan Kamiran Jurusan

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

11/25/2013. Teori Kinetika Gas. Teori Kinetika Gas. Teori Kinetika Gas. Tekanan. Tekanan. KINETIKA KIMIA Teori Kinetika Gas

11/25/2013. Teori Kinetika Gas. Teori Kinetika Gas. Teori Kinetika Gas. Tekanan. Tekanan. KINETIKA KIMIA Teori Kinetika Gas Jurusan Kimia - FMIPA Universitas Gadjah Mada (UGM) KINETIKA KIMIA Drs. Iqmal Tahir, M.Si. Laboratorium Kimia Fisika,, Jurusan Kimia Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Gadjah Mada,

Lebih terperinci

PR ONLINE MATA UJIAN: FISIKA (KODE A07)

PR ONLINE MATA UJIAN: FISIKA (KODE A07) PR ONLINE MATA UJIAN: FISIKA (KODE A07) 1. Gambar di samping ini menunjukkan hasil pengukuran tebal kertas karton dengan menggunakan mikrometer sekrup. Hasil pengukurannya adalah (A) 4,30 mm. (D) 4,18

Lebih terperinci

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali

Lebih 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

KIMIA FISIKA I TC Dr. Ifa Puspasari

KIMIA FISIKA I TC Dr. Ifa Puspasari KIMIA FISIKA I TC20062 Dr. Ifa Puspasari TEORI KINETIK GAS (1) Dr. Ifa Puspasari Apa itu Teori Kinetik? Teori kinetik menjelaskan tentang perilaku gas yang didasarkan pada pendapat bahwa gas terdiri dari

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

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Zuhair Abstrak: HTR pebble bed adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar pebble dan berpendingin gas helium dengan teras densitas

Lebih 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

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

Aplikasi Persamaan Bessel Orde Nol Pada Persamaan Panas Dua dimensi

Aplikasi Persamaan Bessel Orde Nol Pada Persamaan Panas Dua dimensi JURNAL FOURIER Oktober 2013, Vol. 2, No. 2, 113-123 ISSN 2252-763X Aplikasi Persamaan Bessel Orde Nol Pada Persamaan Panas Dua dimensi Annisa Eki Mulyati dan Sugiyanto Program Studi Matematika Fakultas

Lebih terperinci

Verifikasi Perhitungan Partial Wave untuk Hamburan!! n

Verifikasi Perhitungan Partial Wave untuk Hamburan!! n Verifikasi Perhitungan Partial Wave untuk Hamburan n L dy Mascow Abdullah, Imam Fachruddin, Agus Salam 1. Departemen Fisika, Universitas Indonesia, Depok 16424, Indonesia 2. Departemen Fisika, Universitas

Lebih terperinci

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn.staff.fkip.uns.ac.id 081556431053 / (0271) 821585 REAKSI INTI Reaksi Inti adalah proses perubahan yang terjadi dalam inti atom

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

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

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi Radiasi adalah pancaran energi yang berasal dari proses transformasi atom atau inti atom yang tidak stabil. Ketidak-stabilan atom dan inti atom mungkin

Lebih terperinci

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

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI 38 ISSN 0216-3128 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

Lebih terperinci

UNIVERSITAS INDONESIA STOPPING POWER PARTIKEL BERMUATAN DENGAN EFEK PENTALAN INTI SKRIPSI INDRIAS ROSMEIFINDA

UNIVERSITAS INDONESIA STOPPING POWER PARTIKEL BERMUATAN DENGAN EFEK PENTALAN INTI SKRIPSI INDRIAS ROSMEIFINDA UNIVERSITAS INDONESIA STOPPING POWER PARTIKEL BERMUATAN DENGAN EFEK PENTALAN INTI SKRIPSI INDRIAS ROSMEIFINDA 0906529905 FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM PROGRAM STUDI FISIKA DEPOK DESEMBER

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

Perpindahan Panas. Perpindahan Panas Secara Konduksi MODUL PERKULIAHAN. Fakultas Program Studi Tatap Muka Kode MK Disusun Oleh 02

Perpindahan Panas. Perpindahan Panas Secara Konduksi MODUL PERKULIAHAN. Fakultas Program Studi Tatap Muka Kode MK Disusun Oleh 02 MODUL PERKULIAHAN Perpindahan Panas Secara Konduksi Fakultas Program Studi Tatap Muka Kode MK Disusun Oleh Teknik Teknik Mesin 02 13029 Abstract Salah satu mekanisme perpindahan panas adalah perpindahan

Lebih terperinci

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura *

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura * PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR Topan Setiadipura * ABSTRAK PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR.Studi pemodelan kernel bahan bakar dan perhitungan kritkalitas kisi kubik infinit VHTR dilakukan sebagai

Lebih terperinci

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN 0854-0675 Volume14, Nomor 4, Oktober 006 Artikel Penelitian: 155-159 Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini

Lebih terperinci

PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL

PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL Paken Pandiangan (1), Suhartono (2), dan A. Arkundato (3) ( (1) PMIPA FKIP Universitas

Lebih terperinci

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pusat 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 terperinci

CATATAN KULIAH ATOM, INTI DAN RADIOAKTIF. Diah Ayu Suci Kinasih Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016

CATATAN KULIAH ATOM, INTI DAN RADIOAKTIF. Diah Ayu Suci Kinasih Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016 CATATAN KULIAH ATOM, INTI DAN RADIOAKTIF Diah Ayu Suci Kinasih -24040115130099- Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016 FISIKA NUKLIR Atom, Inti dan Radioaktif 1. Pekembangan Teori Atom

Lebih terperinci