ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR. Ferhat Aziz, Abu K. Rivai'
|
|
- Doddy Wibowo
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR Ferhat Aziz, Abu K. Rivai' ABSTRAK ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR. Telah dilakukan analisis basil perhitungan benchmark fisika teras pertama High Temperature Engineering Test Reactor, HTTR, yang juga dibandingkan dengan basil eksperimen kekritisan. HTTR adalah reaktor temperatur tinggi berpendingin gas Jepang dengan teras prismatik. Reaktor ini menggunakan bahan bakar 002 diperkaya dalam bentuk coated particle dengan daya termal 30 MW. Perhitungan dilakukan dengan paket program difusi SRAC yang dibandingkan dengan basil perhitungan para peneliti negara lain serta dengan basil eksperimen. Perhitungan sel untuk pembangkitan tampang lintang nuklir dilakukan menggunakan metode probabilitas tumbukan, sedangkan penyelesaian persamaan difusi neutron dilakukan dengan metode SOR. Dalam studi ini modul CITAllON digunakan untuk menyelesaikan perhitungan kekritisan clan reaktivitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa kekritisan yang diprediksi sangat dekat dengan basil eksperimental, yaitu pada loading kolom bahan bakar ke-19. Kata kunci: kekritisan pertama, H1TR, partikel berlapis, perhitungan benchmark ABSTRACT ANALYSIS ON THE RESULTS OF BENCHMARK CALCULATION ON THE START UP CORE PHYSICS OF HIGH TEMPERATURE ENGINEERING TEST REACTOR, HTTR. An analysis on the results of benchmark calculation on the start up core physics of High Temperature Engineering Test Reactor, HlTR, was performed. HlTR is a Japanese high temperature gas-cooled reactor with prismatic type of core. The reactor is fueled with enriched UO2 coated fuel particle with a thermal power of 30 MW. The calculation was performed using diffusion code system SRAC, the results of which were compared with results of other researchers calculation, as well as with experimental results. The cell calculation for cross-section generation was performed using collision probability method, while the neutron diffusion calculation was solved using SOR method. In this study, CIT AnON module was used to solve the core criticality and reactivity calculation. The results of this calculation were froved to be very close to the experimental result of first criticality of the HlTR, i.e. at the loading of 191 fuel column. Keywords: first criticality, H1TR, coated fuel particle, benchmark calculation.pusbang Sistem Reaktor Maju (P2SRM) -BAT AN 25
2 Risalah Lokakarya Kornputasi dalam Sains dad Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 (25-40) PENDAHULUAN H1TR (High Temperature Engineering Test Reactor) adalah reaktor temperatur tinggi yang berpendingin gas helium clan moderator grafit. Reaktor ini didesain untuk menghasilkan temperatrur keluaran 950 C clan daya termal 30 MW[ll, dengan tinggi teras efektif clan diameter masing-masing 290 clan 230 cm. Gambar 1 menunjukkan pandangan isometris HTTR clan Tabel 1 menunjukkan spesifikasi umum reaktor. Komponen-komponen teras reaktor ditunjukkan pada Gambar 2. Reaktor ini dibangun dalam rangka memantapkan clan meningkatkan basis teknologi bagi pengembangan R1T (reaktor temperatur tinggi) maju. Karena itu reaktor ini memfasilitasi pelaksanaan berbagai uji iradiasi untuk penelitian dasar inovatif pada temperatur tinggi. Metode pemuatan bahan bakar secara anular pada teras telah dipilih untuk mencapai kekritisan pertama. Metode ini dipilih karena tingkat ciri kesejamatan melekat (inherent safety) yang baik untuk kecelakaan kehilangan pendingin[21. Penggunaan teras annular dapat meningkatkan mekanisme pemindahan panas, karena jalur pemindahan panas menjadi lebih singkat dengan menipiskan daerah bahan bakar. Data untuk perhitungan fisika teras diberikan oleh pihak JAERI[31. Dalam data tersebut diperinci spesifikasi teras clan komponen internalnya seperti bahan bakar, reflektor replaceable clan permanen, batang kendali clan bahan bakar dummy. Juga ada spesifikasi data batang bahan bakar, fuel compacts clan coated fuel particles. Tujuan penelitian ini adalah untuk memeriksa clan menentukan kelaikan metode perhitungan yang digunakan dalam menentukan kekritisan pertama dengan mekanisme pemuatan bahan bakar ke dalam teras secara anular. Hasil perhitungan dibandingkan dengan hasil eksperimen serta dibandingkan juga dengan hasil perhitungan peneliti yang lain. TEORI Persamaaan Difusi Fisika Reaktor pada prinsipnya berhubungan dengan penentuan sifat-sifat populasi neutron, yaitu bagaimana fluks neutron bergantung pada ruang, waktu dan energi. Perhitungan fisika reaktor secara teliti hams memperhitungkan ketiga variabel tersebut secara satu kesatuan dan tidak terpisah satu sarna lain. Perhitungan yang teliti dilakukan dengan memecahkan persamaan transport Boltzman. Namun perhitungan ini cukup rumit karena banyak be saran-be saran fisis yang sering kali bergantung pada energi secara rumit seperti adanya resonansi pada tampang lintang fisi untuk daerah 26
3 Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) tertentu. Selain itu teras reaktor bukanlah suatu medium yang homogen melainkan terdiri dari perangkat batang bahan bakar, batang kendali clan struktur teras. Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yang paling sederhana terhadap teori transport. Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk distribusi fluks neutron tehadap ruang clan selanjutnya dapat diperoleh bentuk distribusi daya yang bergantung pada ruang. Pada persamaan ini energi neutron diasumsikan memiliki grup-grup energi sehingga persamaan ini disebut persamaan difusi multigrup. Model persamaan yang akan dibahas adalah persamaan difusi g-grup dengan model teras berbentuk silindris arab r clan Z. Persamaan keseimbangan jumlah neutron: Laju perubahan jumlah netron (g) Perobahan karena leakage Perubahan lcarena absorpsi 19) Sumber netron dari fisi (g) Netron hilang ;arena namburan (g) Netron masuk karena namburan tg) (1) dimana indeks-g merupakan indeks grup 1,2,...g dimulai dati grup neutron yang mempunyai energi tertinggi sampai ke grup neutron dengan energi terendah. Tanda (-) menunjukkan jumlah neutron berkurang dan tanda (+) menunjukkan jumlah neutron yang bertambah. Konsep keseimbangan di atas secara matematis dapat ditulis sebagai berikut: }::;Sgg'~g' (2) go Perubahan neutron yang hilang karena absorpsi maupun hamburan dapat digabung jadi suku removal yaitu: LRg f/jg = Lag f/jg + LSg f/jg. (3) Dalam keadaan tunak (steady state): 1 BfjJ g --=0. Vg at 27
4 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains clan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003 Sehingga didapat persamaan difusi multigrup: dengan V.Dg V~g +I D 4 vit i/j keff V.Dg V~g Sg I ag~g I Sg~g ILSg'g~g' g' Rg~g =~LVg'Lfg'~g' +LLsgg'~g k g' g' eff = tetapan difusi = tampang lintang makroskopis dari jenis reaksi i = probabilitas terjadinya reaksi fisi tiap sekon = fluks neutron yang bergantung ruang dan energi = faktor multiplikasi = suku leakage (bocoran) = sumber neutron = suku absorpsi = neutron masuk karena scattering = neutron hilang karena scattering. (4) Penyelesaian Persamaan Multigrup Persamaan difusi untuk dua grup bisa diselesaikan secara analitik, namun untuk yang lebih dari dua grup solusi analitik menjadi cukup rumit. Pada penelitian ini digunakan g grup neutron sehingga dibutuhkan solusi numerik untuk persamaan difusi. Solusi persamaan difusi secara numerik dapat dipecahkan dengan metode numerik hecla hingga SOR (successive over relaxation). Solusi persamaan ini dilakukan untuk model silinder 2-dimensi, yaitu arab radial clan aksial. Persamaan difusi neutron multigrup dapat dituliskan sebagai -V.DgVt/Jg +LRgt/Jg =- k%g LVgiLfgi t/jgi +LLsgigt/Jg. (5) eff g' g' Bila diintegralkan terhadap volume silinder, persamaan difusi tersebut menjadi J i,j _Xg- Jtvg'4g'f/lg'd3r+ Jt~g'gf/lgid3r. k "" g' "" I,) I,) g' 28
5 Analisis Pasca Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) Suku bocoran dapat diubah dengan teorema Gauss rnenjadintegral perrnukaan. Bentuk persarnaan difusi dengan rnetode nurnerik beda hingga (finite-difference) untuk suatu elernen ruang berindeks i (arah radial) clan} (arah aksial) adalah (7) Suku bocoran menjadi: fdg VtPg.da = i,j ",i+i,j ",i,j D Y'g -Y'g Ai,i+I,j g /).r (8) Keseluruhan model numerik persamaan difusi multigrup dapat dituliskan sebagai berikut: (9) Apabila dikenakan syarat batas jarak terekstrapolasi: (10) 29
6 Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003 Bila hal ini diberlakukan pada seluruh ruang maka akan terbentuk matriks pentadiagonal M, sehingga persamaan dapat diungkapkan dalam bentuk sederhana M4>=S (11) dimana flux neutron dapat diketahui dengan menginversikan matriks. Dari persamaan ini harga keffdapat dicari dengan langkah-langkah sebagai berikut: Tebak harga cp(o) dan to), Hitung suku sumber neutron 8(0) =..!L "'""' v "'""' t/ji,j(o) + "'""' "'""' t/ji,j(o). k(o)l.j g'l.jfgj g L-,JL.Jsgg' g gi g' Hitung cp(o) dengan menyelesaikan matriks pentadiagonal dengan menggunakan metode SOR sampai konvergen dengan syarat konvergen sebagai berikut, t/ji(m+l) -t/jlm) t/ji(m+l) <E. Hitung 5. k(l) = k(o) 1,1 g' ~~V~",i,j(O)Vi,j. L." 4 g' L." fg' '1' g' i,j g' Ulangi langkah 2 sampai tercapai syarat konvergen, k(n+l) -k(n) k(n+l) <E. MODEL DAN PROSEDUR PERHITUNGAN Pemodelan bahan bakar dan teras telah dilakukan dengan kode komputer yang menerapkan pendekatan perhitungan metode difusi di atas. Semua perhitungan dilakukan untuk temperatur teras 300K dan tekanan helium 1 atm. Gambar 3. menunjukkan diagram alir perhitungan benchmark. Kompak bahan bakar (fuel compact) dimodelkan seperti Gambar 4. Sedangkan untuk perhitungan eigenvalue teras digunakan model perhitungan tiga dimensi (r-8-z). Gambar 5 menampilkan model perhitungan teras yang dilakukan dalam penelitian ini. 30
7 Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HrrR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) Paket program SRAC Code system[4] telah digunakan pada keseluruhan perhitungan. Data nuklir yang digunakan adalah pustaka data ENDF/B-VI. Modul CELL digunakan untuk membangkitkan data tampang-lintang nuklir pada model gel bahan bakar. Data tersebut dikelompokkan ke dalam 6 grup energi, masing-masing 3 kelompok energi termal dan 3 kelompok energi cepat. Perhitungan tampang lintang dilakukan dengan metode probabilitas tumbukan (collision probability method). Guna menghemat waktu komputasi, kalkulasi gel dilakukan dengan geometri silindris ekuivalen (dikenal juga sebagai aproksimasi Wigner-Seitz) dengan white boundary conditions, alih-alih menggunakan geometri heksagonal yang untuk kasus HTfR ini memiliki solusi yang lebih eksak. Hal ini dapat dilakukan mengingat dampaknya pada faktor multiplikasi k., relatif kecil, sebagaimana ditunjukkan oleh Jeong et al.s) Dalam perhitungan teras digunakan modul CITATION yang telah diinkorporasikan ke dalam SRAC. BASIL DAN PEMBAHASAN Konstanta grup untuk gel bahan bakar clan blok grafit telah dihitung secara berturutan dengan modul CELL. Di daerah bahan bakar digunakan telah dipergunakan opsi double-heterogeneity effects guna mempertimbangkan keberadaan partikel bahan bakar berlapis (coated fuel particles) yang terdispersi didalam kompak bahan bakar di dalam struktur batang bahan bakar. Interaksi antara neutron dengan CFP ini diperhatikan dengan memilih metode probabilitas tumbukan. Radius luar R untuk 33 pin block adalah cm dan untuk 31 pin fuel block adalah cm. Untuk menghitung konstanta gel pengarah batang kendali berupa blok yang berisi 3 lobang besar, digunakan metode probabilitas tumbukan (collision probability method). Koefisien difusi arab radial dan aksial dihitung dengan formula Bernoit's. Seperti halnya pada kanal pendingin blok bahan bakar, lubang-lubang ini berisikan gas helium gas bertekanan 1 atm pada 300K. Kondisi batas refleksi isotropic (white) telah digunakan pada batas luar gel satuan. Sel satuan batang kendali terdiri atas daerah void dan daerah grafit. Radius dalam dan luar daerah ini masing-masing adalah 6,15 dan 10,91 cm. Fluks neutron dihitung dengan metode probabilitas tumbukan, yang digunakan pula untuk merata-ratakan konstanta kelompok dalam geometri gel. Metode yang sarna juga digunakan untuk blok bahan bakar yang mengandung racun dapat bakar (burnable poison) yang pemodelannya ditunjukkan dalam Gambar 4. Radius luar daerah BP didapat 0,7 cm, sementara radius luar daerah bahan bakar terhomogenisasi adalah 13,44 cm. Variasi komposisi material ke arab aksial diperhitungkan dengan meratakan densitas ke arab aksial, dengan tentu saja memperhatikan rasio volumenya. Tabel 2 menampilkan nilai faktor multiplikasi takhingga (koo) untuk tiap gel bahan 31
8 Risalah Lokakarya Komputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 bakar menggunakan dua macam pustaka data nuklir. Dari tabel ini tampak bahwa pustaka data ENDF/B-VI.5 memberikan nilai faktor multiplikasi takhingga yang lebih rendah dibanding JENDL3.2. Hal ini tentunya berakibat pada nilai kritikalitas pertama pada loading yang lebih banyak. Mengingat pada perhitungan sebelumnya kritikalitas pertama diperoleh pada loading di bawah basil eksperimen, dapat dipastikan basil ENDF/B-VI.5 akan lebih mendekati basil eksperimen. Proses pemuatan bahan bakar ke dalam teras HTfR dilakukan dengan pengisian secara melingkar sehingga berbentuk gelang (annular core). Pada perencanaan kekritisannya, teras dimuati mulai dati bagian lapisan terluar teras sejumlah 18 kolom bahan bakar yang membentuk gelang tipis, hingga mencapai kekritisan. Selanjutnya bahan bakar diisikan ke lapisan yang lebih dalam membentuk gelang tebal (24 bahan. bakar). Dan akhimya mencapai teras penuh dengan 30 bahan bakar. Reaktivitas lebih pada HTfR cukup tinggi, seperti pada HTGR umurnnya. Reaktivitas ini dibutuhkan untuk mengkompensasi dampak temperatur yang tinggi, xenon, burnup, dan lain-lain selama reaktor beroperasi. Hasil perhitungan terhadap faktor multiplikasi efektif (keff) dan reaktivitas lebih (excess reactivity), p, pada saat kritis pertama, di mana seluruh balling kendali diasumsikan ditarik penuh (fully withdrawn), ditunjukkan pada Tabel 3. Tampak di sini bahwa kekritisan pertama HTTR dapat dicapai pada pemuatan kolom bahan bakar ke 18. Reaktivitas lebih pada kekritisan pertama yang dihitung dengan pustaka data JENDL3.2 ini menunjukkan angka 0.577% Ak/k. Faktor multiplikasi (keff) dan reaktivitas lebih untuk posisi teras terisi 18 kolom, 24 kolom dan 30 kolom bahan bakar ditunjukkan pada Tabel 4. Pada perhitungan ini seluruh batang kendali diasumsikan pada posisi tertarik ke luar teras (withdrawn). Dari rebel ini tampak bahwa reaktivitas teras semakin naik sesuai dengan bertambahnya jumlah bahan bakar yang dimasukkan ke dalarnnya. Dibandingkan dengan peneliti aging lainnya, basil perhitungan ini menunjukkan bahwa nilai reaktivitas yang didapat pada saat proses pengisian kolom bahan bakar secara annular dati luar ke dalam ini lebih rendah daripada hsil pengukuran, sementara kebanyakan peneliti lain memperoleh harga di atas basil eksperimen, seperti juga tampak pada Gambar 6. Dari basil ini tampak bahwa pada model (r-8-z) yang digunakan di sini, efek kebocoran neutron di daerah tengah teras (streaming) tidak terlalu besar, dibanding model tridiagonal yang digunakan para peneliti lain. Sedangkan para peneliti lain cenderung melebihkan (overestimate) efek pengisian bagian tengah teras tersebut. Hasil perhitungan ini masih bisa diperbaiki lagi dengan menggunakan model gel dan teras yang lebih eksak, seperti tridiagonal, atau dengan metode Monte Carlo. 32
9 Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Ternperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) KESIMPULAN Telah dilakukan perhitungan kekritisan pertama HTTR menggunakan metode difusi paket SRAC code system dengan perhitungan 3-dimensi menggunakan model r- 8-z dan pustaka data nuklir JENDL3.2 dan ENDF/BVI. Hasil simulasi ini menunjukkan basil prediksi kekritisan pertama yang baik (18 kolom bahan bakar), dibandingkan basil eksperimen (19 kolom bahan bakar). DAFTAR PUSTAKA 1 SAITO S. et al., "Design of High Temperature Engineering Test Reactor", JAERI-1332, Japan Atomic Energy Research Institute (1994) RONNEN, Y. and LEffiSON, M. J. Nuc/. Techno/., 80, (1988) 3 NOJIRI NAOKI et al., Benchmark Problems Data for the HTTR Start-up Core Physics Experiments, JAERI Memo , (1998) 4. KUGO, T., TSUCHIHASHI, K., TAKANO, H. and AKIE, H. : An EWS Version ofsrac-code: SRAC-EWS, JAERI (1994) 5 JEONG, C. J., OKUMURA, K., ISHIGURO, Y. and TANAKA, K. & Technol., 27, (1990).l Nucl. Sci. 6. FERHAT AZIZ, et al.,"evaluation of Bumable Poisson's Characteristics of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)," JAERI-memo , Japan Atomic Energy Research Institute, (2000) 7 FERHAT AZIZ, et al., IAEA Benchmark Calculation Results of HTTR's Start- Up Core Physics Tests, "Results of Benchmark Calculation on Start-up Core Physics of High Temperature Engineering Test Reactor," JAERl Memo , JAERl, (1999) 33
10 Risalah wkakarya Komputasi dalam Sains dad Teknologi Nuklir XIV. Juli 2003 Gambar Pandangan isometris reaktor HTTR Detektor power range,,-. ',":-. ':. -, '. Detektor Wide range ",..., ".,,' Reflektor replaceable '., Detektor sementara "," " ". Detektor sementara Lobang iradiasi, Beton'..., Kolom pengarah batang kendali Bejana tekan reaktor ~\ /8, :---"':-_~~---~~..c---:",..-;:'~- --.~..~ Detektor sementara Zona Bahan Bakar..'. :".I... (angka menunjukkan urutan loading)... Gambar 2. Penampang melintang teras H1TR 34
11 Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) <~~~~~~~:> Geometri sel & komposisi bahan bakar ~ Gambar 3. Diagram alir perhitungan dengan SRAC 35
12 Risalah Lokakarya Komputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 Gambar 4. Model set bahan bakar (kiri) dan set BP (burnable poisson, kanan) dalam perhitungan SRAC (satuan dalam cm, tak berskala). Gambar 5. Model geometri (r-8-z) untuk perhitungan reaktivitas teras, arah-z tegak lurus terhadap bidang r-8. 36
13 Ana!isis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) Jumlah kolom bahan bakar Gambar 6. Komparasi hasil perhitungan benchmark HTTR-FC Tabel1. Spesifikasi utama HTfR 37
14 Risalah wkakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003 Tabel 2. Faktor multiplikasi infinit (k",) hasil perhitungan untuk sel Fuel layer Fuel block ID Faktor multipl~kasi takhingga (k..,) Fuel C~_.J ENDF/B-6 f st laver f nd layer f f f f jrd layer f th and 5th layer f f f f f BP Cell ENDF/B-6 38
15 Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai) Tabel 3. Faktor multiplikasi efektif clan reaktivitas teras sekitar kekritisan pertama Number of fuel column Effective multo factor [keff] p [% dk/k] Tabe14. Faktor multiplikasi efektif clan reaktivitas pada pemuatan kolom bahan bakar ke-18, 24 clan 30 ke dalam teras Number of fuel colunm Effective multo factor [keff] p [% 8k/k]
16 Risalah Lokakarya Kornputasi dalam Sains dad Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 DISKUSI RUKllIATI 2, Pada Tabel 2 terdapat keteraturan data yang ditampilkan, kolom sebelah kiri lebih besar dati kolom sebelah kanan, merigapa demikian? Apakah angka-angka dituntut hingga 6 angka di belakang koma? ABU KHAL ill RIV AI I. Data nuklir yang digunakan dalam penelitian ini adalah SRACLm-EDF65 dan SRACLm-illL32. Perbedaan basil yang diperoleh tentunya karena perbedaan metode eksperimen maupun metode perhitungan dalam memperoleh data-data nuklir dati masing-masing pustaka data nuklir tersebut. 2. Angka-angka dibuat sampai 6 angka di belakang kama karena untuk menunjukkan ketelitian terutama karena sensitivitasnya nilai reaktivitas dalam perhitungan fisika reaktor. DAFTARRIWAYATHIDUP 1. Nama : Abu Khalid Rivai, S.Si. 2. TempatfTanggal Lahir : Bogor, 8 Mei Instansi : P2SRM -BAT AN 4. Pekerjaan / Jabatan : StafBidang Teknologi Reaktor Maju 5. Riwayat Pendidikan : (setelah SMU sampai sekarang).sarjana Fisika ITB, Pengalaman Kerja : - 7. Organisasi Profesional : - 40
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 terperinciBAB 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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciPERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10. Ferhat Aziz *
PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 Ferhat Aziz * ABSTRAK PERHITUNGAN BENCHMARK NILAI REAKTIVITAS ELEMEN KENDALI REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10. Perhitungan
Lebih terperinciEVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.
EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
Lebih terperinciOPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).
ISSN 1411 240X Optimasi Geometri Teras Reaktor... (Mega Agustina) OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Mega Agustina,
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciBAB 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 terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciStudi 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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,
Lebih terperinciANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. FERHAT AZIZ DAN AS NATIO LASMAN *
ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. FERHAT AZIZ DAN AS NATIO LASMAN * ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA Ferhat Aziz dan
Lebih terperinciSTUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK
STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED Zuhair, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN
Lebih terperinciANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. Ferhat Aziz dan As Natio Lasman *
ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA Ferhat Aziz dan As Natio Lasman * ABSTRAK ANALISIS PASCA KRITIKALITAS PERTAMA REAKTOR TEMPERATUR TINGGI HTR-10 CHINA. HTR10 adalah
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)
ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciBAB 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 terperinciAnalisis 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 terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK
ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciSTUDI 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 terperinciPENGARUH 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 terperinciPEMODELAN 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 terperinciSTUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10
Studi Model Benchmark MCNP6 Dalam Perhitungan p-issn: 1410-6957, e-issn: 2503-5029 http://ganendra.batan.go.id STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10 STUDY ON MCNP6
Lebih terperinciANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
JURNAL Teori dan Aplikasi Fisika Vol. 04, No.01, Januari Tahun 2016 Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciSTUDI DESAIN HTTR DENGAN PENDINGIN PB-BI BERBAHAN BAKAR URANIUM DAN THORIUM
STUDI DESAIN HTTR DENGAN PENDINGIN PB-BI BERBAHAN BAKAR URANIUM DAN THORIUM TUGAS AKHIR Diajukan Untuk Memenuhi Syarat Kelulusan Tahap Sarjana di Program Studi Fisika Institut Teknologi Bandung oleh Deby
Lebih terperinciAnalisis 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 terperincidiajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB IV HASIL DAN ANALISIS
BAB IV HASIL DAN ANALISIS 4.1. Komposisi Masukan Perhitungan dilakukan dengan menjadikan uranium, thorium, plutonium (Pu), dan aktinida minor (MA) sebagai bahan bakar reactor. Komposisi Pu dan MA yang
Lebih terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
Lebih terperinciTUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.
STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi
Lebih terperinciPOTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN
POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciDESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006
DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 Bima Caraka Putra 1, Yosaphat Sumardi 1, Yohannes Sardjono 2 1 Program Studi Fisika,Jurusan pendidikan
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan
Lebih terperinciDESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR
DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN
Lebih terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciPEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS
ISSN 1411 240X Pemodelan Teras Untuk Analisis... (Zuhair) PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor
Lebih terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP USWATUN CHASANAH M0213093 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciSTUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED
STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong Tangerang
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
Lebih terperinciStudi 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 terperinciANALISIS 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 terperinciAnalisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium
Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Muhammad Ilham 1,a), Sidik Permana 1,b) 1 Laboratorium Fisika Nuklir, Kelompok Keilmuan Fisika Nuklir
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih terperinciDisusun 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar
Lebih terperinciANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-
74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN
Lebih terperinciANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10
ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 RADINA QISMA JABAR SASMITA M0213073 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1
ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN KEHITAMAN PADA PERANGKAT KRITIS HITACHI TRAINING REACTOR MENGGUNAKAN BATAN-2DIFF 1 TA Budiono 2, Tagor M. Sembiring 3, Zuhair 4, R. Muhammad Subekti 3 ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN
Lebih terperinciSOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP
SOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP Frans Madah Basoaro Wau, Imam Taufiq dan Afdal Program Pascasarjana, Jurusan Fisika
Lebih terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciPENGEMBANGAN 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 terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
Lebih terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Lebih terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciDESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC.
ISSN 1411 240X Desain Teras Dan Bahan BakarPLTN... (Sungkowo Wakyu Santoso) DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC Sungkowo Wahyu Santoso
Lebih terperinciBAB 3 METODOLOGI PENELITIAN
BAB 3 METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Diagram Alir Penelitian Berikut adalah diagram alir penelitian konduksi pada arah radial dari pembangkit energy berbentuk silinder. Gambar 3.1 diagram alir penelitian konduksi
Lebih terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
Lebih terperinciDAFTAR 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 terperinciPEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP
PEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP Disusun oleh : BARA WAHYU RAMADHAN M0212021 SKRIPSI PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS
Lebih terperinciBADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI AKSELERATOR DAN PROSES BAHAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 Ykbb, Yogyakarta 55281, Tel (62)(0274) 488435 Ringkasan Laporan Pelaksanaan Kegiatan Tahap Pertama
Lebih terperinciPERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR
PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR Elfrida Saragi, Tukiran S ABSTRAK PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR. Perhitungan deflesi bahan bakar sangat berkaitan dengan keselamatan tempat penyimpanan
Lebih terperinciIII.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 terperinciANALISIS 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 terperinciRANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)
RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) Epung Saepul Bahrum *, Zaki Su ud *, Abdul waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA
Lebih terperinciPENGEMBANGAN 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 terperinciPENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS
PENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS Disusun oleh : YUDHA EKA PRATOMO M0209057 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciMODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)
ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi
Lebih terperinciOPTIMASI 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 terperinciPENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI
PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL
ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Suwoto, Hery Adrial, Topan Setiadipura, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciSpesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT
Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Drs. Widarto Peneliti Madya Reaktor Riset Kartini Tipe TRIGA (Training Riset Isotop
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciBAB 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 terperinciSTUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN.
STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Abatrak Konsep sistem energi VHTR baik yang berbahan bakar pebble
Lebih terperinciDiterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010
Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri
Lebih terperinciDESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT
Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR
Lebih terperinciKonduksi Mantap 2-D. Shinta Rosalia Dewi
Konduksi Mantap 2-D Shinta Rosalia Dewi SILABUS Pendahuluan (Mekanisme perpindahan panas, konduksi, konveksi, radiasi) Pengenalan Konduksi (Hukum Fourier) Pengenalan Konduksi (Resistensi ermal) Konduksi
Lebih terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih terperinciEFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN
EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Boron
Lebih terperinci