INVESTIGASI AWAL PERFORMA NEUTRONIK ONLINE REFUELING PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "INVESTIGASI AWAL PERFORMA NEUTRONIK ONLINE REFUELING PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR"

Transkripsi

1 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) INVESTIGSI WL PERFORM NEUTRONIK ONLINE REFUELING PSSIVE COMPCT MOLTEN SLT RECTOR ndi Purnama Jati, ndang Widi Harto, lexander gung Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada Jl. Grafika 2, Yogyakarta BSTRK Telah dilakukan investigasi awal performa neutronik online refueling Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) berbahan bakar leburan garam 7 LiF-ThF 4 -PuF 4 (Th 232 -Pu 239 -Pu 240 -Pu 241 -Pu 242 ) dengan pendingin (secondary salt) 7 LiF-BeF 2. nalisis dilakukan dengan memecahkan persamaan deplesi sistem ekstraksi bahan bakar oleh solver DVODE sementara perhitungan neutronik teras diselesaikan oleh paket program SRC. Parameter yang diperhitungkan adalah koefisien reaktivitas teras (suhu dan void) bahan bakar dan pendingin (secondary salt).pcmsr pada penelitian ini memiliki daya 2000 MWt dengan ukuran teras aktif silinder jari-jari 200 cm dan tinggi 400 cm. Teras tersusun atas kumpulan sel yang kanal bahan bakar dan pendinginnya paralel. Teras diasumsikan memiliki suhu operasi normal rerata 1373 K(1100 C). Hasil analisis menunjukkan bahwa rerata koefisien void fuel pada BOL senilai 5, /%void untuk rentang fraksi void di bawah 60% dan -2, /%void untuk fraksi void di atas 60%, sedangkan pada EOL sebesar - 4, /%void. Sementara itu rerata koefisien reaktivitas void pendingin reaktor ini pada BOL sebesar -1, /%void dan pada EOL sebesar -5, /%void. Nilai rerata koefisien reaktivitas suhu fuel pada BOL sebesar -2, /K dan pada kondisi EOL sebesar -3, /K, sedangkan nilai rerata koefisien reaktivitas suhu pendingin pada BOL sebesar -5, /K dan pada kondisi EOL sebesar -2, /K. Kata kunci: online refueling, PCMSR, koefisien reaktivitas BSTRCT preliminary investigation about neutronic performance of online refueling Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) 7 LiF-ThF 4 -PuF 4 (Th 232 -Pu 239 -Pu 240 -Pu 241 -Pu 242 ) fueled and 7 LiF- BeF 2 (secondary salt) coolant has been accomplished. This analysis was done by solving the depletion equation of fuel extraction system by DVODE solver meanwhile all of neutronic calculations were done by SRC2003 computer code. This study focused on the core reactivity coefficient (temperature and void) of PCMSR fuel and coolant. In this investigation, PCMSR having 2000MWt initial power with 200 cm radius and 400 cm active height cylindrical core. The core is arranged by parallelled fuel and coolant channel cell lump. The core is assumed to have an average normal operating temperature at 1373 K(1100 C). The Results show that the value of average fuel void reactivity coefficient in BOL is 5, /%void for void fraction below 60% dan -2, /%void for void fraction above 60%, whereas in EOL it is -4, /%void at all void fraction range. Meanwhile, for coolant, it has -1, /%void average fuel void reactivity coefficient value in BOL and -5, /%void in EOL. The value of average fuel temperature reactivity coefficient is -2, /K in BOL and -3, /K in EOL. Meanwhile, the value of average coolant temperature reactivity coefficient is -5, /K in BOL and -2, /K in EOL. Keywords: online refueling, PCMSR, reactivity coefficient PENDHULUN Perkiraan peningkatan populasi penduduk dunia dari sekitar 6 miliar menjadi sekitar 10 miliar pada tahun 2050 [1] memperkuat tingkat urgensi dibutuhkannya pasokan energi handal bagi dunia. Di sisi lain, bahan bakar fosil kuantitasnya semakin berkurang dan efek 113

2 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X penggunaannya terbukti memainkan peran antagonis dalam perubahan iklim dunia [2]. Oleh karena itu manusia kemudian mengembangkan pemanfaatan sumber energi alternatif untuk mengatasi masalah ini. Dari pengembangan yang ada, tersedia beberapa pilihan untuk menghasilkan pasokan energi yang handal dan stabil. Lumbung energi tersebut termasuk energi fisi nuklir [3]. Salah satunya ialah Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) dengan modifikasi online refueling. Sistem online refueling PCMSR bertujuan untuk segera mengekstraksi nuklida transuranium, nuklida hasil belah, serta Pa-233 pada saat reaktor beroperasi. Nuklida transuranium dan hasil belah selanjutnya akan ditangani sistem reprocessing sedangkan Pa- 233 ditampung dan meluruh menjadi U-233 tanpa gangguan serapan neutron. Penelitian ini ditujukan untuk memperoleh informasi mengenai performa neutronik online refueling PCMSR. Performa neutronik di sini ialah nilai faktor multiplikasi efektif, serta koefisien reaktivitas (suhu dan void) kondisi awal (beginning of life/bol) dan akhir/setimbang (end of life/eol) PCMSR dalam pengaruh online refueling. Perhitungan kekritisan dilakukan dengan paket program SRC [4] dalam dua tahap, yaitu perhitungan sel dan perhitungan reaktor. DESKRIPSI TERS PCMSR Teras PCMSR dalam penelitian ini terdiri atas kumpulan sel, dimana sel terdiri atas saluran bahan bakar dan pendingin yang tersusun paralel seperti tertera pada Gambar 1. Zona teras terdiri dari 3 bagian utama, yaitu bahan bakar terhomogenisasi, reflektor, dan control one seperti tertera pada Gambar 2. Reflektor di bagian tengah dan sisi luar bahan bakar, memiliki komposisi sama dengan moderator, yaitu grafit. Sementara itu control one difungsikan sebagai tempat peletakan batang kendali, baik untuk shutdown maupun pengendalian daya. Dalam kasus ini, control one diasumsikan berisi gas Helium. Gambar 1. Bentuk sel PCMSR dalam penelitian. 114

3 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) Gambar 2. Penampang lintang radial dan aksial PCMSR Komposisi utama bahan bakar adalah campuran leburan garam PuF 4 -ThF 4-7 LiF, dengan komposisi Pu berupa Pu-vector yang terdiri atas nuklida Pu-239, Pu-240, Pu-241, dan Pu-242 dengan perbandingan mol masing-masing 0,75; 0,15; 0,1; dan 0,05. Perbandingan mol (Th-Pu)F 4-7 LiF atau kekentalan bahan bakar pada penelitian ini divariasikan dalam nilai 40%, sedangkan pengayaan Pu-vector terhadap Th-232 diambil pada nilai 4%. Sementara itu pendingin/garam sekunder adalah campuran 75 % 7 LiF dan 25 % BeF 2 (fraksi mol) tanpa bahan bakar. Sistem online refueling PCMSR secara sederhana dilukiskan pada Gambar

4 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Gambar 3. Ilustrasi sistem online refueling PCMSR. TEORI DN METODE PERHITUNGN Perhitungan Komposisi Bahan Bakar Komposisi bahan bakar online refueling PCMSR dipengaruhi oleh pemodelan matematis sistem ekstraksi reaktor ini yang cukup kompleks. Untuk membuat penyederhanaan terhadap pemodelan pada Gambar 3, dibuat beberapa asumsi berikut: Laju ekstraksi masa bahan bakar dan pengembalian sama besar. Proses ekstraksi di dalam teras memiliki efisiensi 100%. Proses ekstraksi Pa-233 dan insersi U-233 berlangsung sangat cepat sehingga setiap U-233 yang terbentuk seketika dikirim menuju teras PCMSR, tidak ada waktu jeda U-233 dari sistem penampungan Pa ke teras PCMSR. Jumlah nuklida Th-232 tetap pada nilai awalnya akibat adanya insersi Th-232. Ketika reaktor dioperasikan, sistem online refueling sudah berada dalam kondisi steady state. Sementara itu, nuklida-nuklida yang terlibat dalam pemodelan ini adalah nuklida transuranium yang pola perubahannya ditunjukkan dalam Gambar 4. Pola perubahan nuklida di atas diatur oleh beberapa asumsi untuk menyederhanakan proses perhitungan. sumsi terpenting ialah nuklida hasil peluruhan alfa keberadaannya di dalam teras diabaikan. Nilai penampang lintang serapan dan fisi dari nuklida transuranium sebagai bagian dari persamaan deplesi didapatkan dari program database Janis 2.1. Penampang lintang dibagi menjadi dua kelompok energi, sesuai dengan kelompok energi yang digunakan dalam persamaan deplesi. Nilai energi cut-off disesuaikan dengan harga cut-off energi yang digunakan program SRC agar nilai penampang lintang nuklida sedapat mungkin sesuai dengan tingkat energi collapsing dan smearing fluks dari teras PCMSR. Nilai rerata 116

5 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) tampang lintang pada energi resonansi dan energi tinggi (E > 1 MeV) didapatkan melalui pembobotan dengan spektrum Maxwellian. Gambar 4. Pola peluruhan dan serapan neutron nuklida transuranium teras PCMSR. Secara umum, persamaan deplesi nuklida (N) bernomor atom Z dan bernomor massa memenuhi persamaan, d (1) N = production loss dt dimana produksi dan loss nuklida dalam penelitian ini dirumuskan sebagai, Production= ( 1 ) ( 1 ) ( 1 ) ( 1 ) ( ) λ ( ) N+ σ c fast N φ fast+ σ cthermal N φ (2) 1 1 thermal Loss = λ N+ σ a fast N φ fast + σ athermal N φ (3) thermal 117

6 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X dengan, = nomor massa. Z = nomor atom. ( ) ( 1 λ = 1)N laju produksi nuklida N oleh peluruhan beta nuklida ( 1)N. ( 1 ) ( 1) σ c fast N φ = fast laju produksi nuklida N oleh radiative capture ( 1 nuklida ) N pada spektrum cepat. ( 1 ) ( 1) σ cthermal N φ = thermal laju produksi nuklida N oleh radiative capture ( 1 nuklida ) N pada spektrum termal. λ N = laju peluruhan nuklida N σ σ a fast athermal N φ = fast laju pengurangan nuklida N akibat serapan neutron pada spektrum cepat. N φ = thermal laju pengurangan nuklida N akibat serapan neutron pada spektrum termal. Kemudian, dengan membagi ruas kiri dan kanan persamaan di atas dengan bilangan vogadro, maka persamaan di atas menjadi persamaan deplesi nuklida dalam satuan mol. Persamaan deplesi nuklida diaplikasikan pada 29 nuklida transuranium pada Gambar 4. dapun khusus untuk nuklida Pa-233, akibat dari adanya ekstraksi Pa selama masa operasi berlangsung, persamaan deplesi mol nuklida tersebut akan berubah. Perubahannya ialah adanya loss Pa-233 dari teras akibat ekstraksi. Mol Pa-233 di teras PCMSR yang terbawa sistem ekstraksi mengikuti persamaan, n m Pa terekstraksi = ex n (4) Pa teras mtotal Sementara itu untuk mengakomodasi adanya sistem penampungan Pa dan sebagai kompensasi ekstraksi Pa pada bahan bakar, perubahan nuklida Pa di sistem penampungan Pa juga dihitung dalam penelitian ini. Laju perubahan nuklida Pa di penampungan Pa disimbolkan sebagai, dn Pa m (5) ex = n Pa λpa n Pa dt teras m total Nuklida U-233 juga memiliki satu ruas tambahan lagi, yaitu suku terakhir ruas kanan persamaan 4.8, diamana λ yang merepresentasikan jumlah U-233 hasil peluruhan Pa- n Pa Pa 233 di penampungan Pa. Karena diasumsikan U-233 hasil peluruhan Pa langsung terkirim secara cepat menuju teras, maka suku ini harus ditambahkan ke dalam persamaan deplesi nuklida U-233 untuk melengkapi pemodelan sistem online refueling. Persamaan-persamaan ini kemudian dipecahkan oleh solver DVODE dengan nilai toleransi kesalahan absolut dan relatif sebesar Nilai laju ekstraksi massa bahan bakar dalam penelitian ini divariasikan namun dibatasi pada nilai 1 ton/hari. 118

7 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) Perhitungan Kekritisan Komposisi bahan bakar yang didapat dari solver DVODE tadi dipakai untuk perhitungan kekritisan. Perhitungan kekritisan dilakukan dengan paket program SRC [5] dalam dua tahap, yaitu perhitungan sel dan perhitungan reaktor. Perhitungan sel bertujuan untuk menghasilkan parameter-parameter sel. Parameterparameter sel pada kelompok energi g yang dihitung adalah tampang lintang serapan [Σ a (g)], tampang lintang hamburan [Σ s (g)], tampang lintang fisi [Σ f (g)], tampang lintang perlambatan neutron dari kelompok energi g ke kelompok energi h di bawah energi g [Σ(g h)], tampang lintang perlambatan neutron dari kelompok energi h ke kelompok energi h di bawah energi h [Σ(h g)], koefisien difusi neutron [D(g)] serta jumlah neutron rerata yang dihasilkan tiap reaksi fisi [D(g)]. Dalam paket program SRC, perhitungan ini dilakukan oleh modul PIJ [5] dengan menyelesaikan persamaan transport Boltmann neutron dengan metoda collision probability method (CPM) [5]. Jika fluks neutron dalam sel telah dapat dihitung, maka parameter-parameter penting sel untuk perhitungan reaktor dapat ditentukan. Perhitungan Parameter Reaktor Parameter-parameter sel yang dihasilkan dari perhitungan oleh modul PIJ dalam paket program SRC akan dipergunakan untuk melakukan perhitungan reaktor keseluruhan. Pada paket program SRC, perhitungan reaktor keseluruhan dilakukan oleh modul CITTION [4]. Modul CITTION melakukan perhitungan dengan menyelesaikan persamaan difusi neutron multigrup pada kondisi tunak sebagai berikut [6] dengan metode beda hingga (finite difference). Hasilnya adalah distribusi fluks neutron dan pembangkitan daya termal reaktor. nalisa output program SRC difokuskan pada k () yang mempresentasikan kondisi reaktor apakah subkritis, kritis atau superkritis [6] dan juga nilai pada variasi suhu dan void bahan bakar maupun pendingin teras. Pengaruh suhu teras reaktor terhadap faktor perlipatannya. Sering ditampilkan dalam bentuk koefisien suhu dari reaktivitas (temperature coefficient of reactivity), yang dirumuskan sebagai berikut : ρ 1 k (6) αt = = T k T dengan, α T k = koefisien reaktivitas suhu bahan bakar ( k k ρ = reaktivitas ( k ) T = suhu bahan bakar (K) k = faktor perlipatan Jika faktor perlipatan bertambah seiring dengan kenaikan suhu bahan bakar, maka koefisien reaktivitas bahan bakar dikatakan positif. Dalam kondisi ini densitas neutron bertambah demikian juga dengan laju fisi dan generasi panas. Reaktor dengan koefisien reaktivitas suhu positif tidak aman untuk dioperasikan. Sedangkan, jika koefisien reaktivitas suhu negatif, perubahan suhu secara transien akan diikuti dengan penurunan faktor perlipatan, sehingga laju fisi dan juga generasi panas akan berkurang. Kondisi ini merupakan fitur penting dalam kestabilan reaktor dan keselamatan operasi. )K

8 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Kasus yang timbul jika menggunakan bahan bakar leburan garam adalah timbulnya void. Void dapat terjadi antara lain karena munculnya produk fisi yang bersifat gas dalam leburan garam. Timbulnya void dapat mempengaruhi densitas bahan bakar dan berarti juga mempengaruhi tampang lintang makroskopiknya sehingga faktor perlipatan juga akan berubah. Pengaruh fraksi void dalam bahan bakar terhadap perubahan faktor perlipatan disebut sebagai koefisien reaktivitas void. ρ 1 k (7) αφ = = Φ k Φ α k Φ = koefisien reaktivitas void bahan bakar ( k )(% void) -1 k ρ = reaktivitas ( k ) Φ = fraksi void bahan bakar (%void) k = faktor perlipatan Koefisien reaktivitas void yang diharapkan adalah negatif yang berarti kenaikan fraksi void akan menurunkan reaktivitas dan faktor perlipatan. HSIL DN PEMBHSN Kekritisan Teras PCMSR Nilai PCMSR untuk pengayaan 4% dan kekentalan bahan bakar 40% pada kondisi BOL dan EOL masing-masing sebesar 1,03805 dan 1,03897 pada kondisi suhu operasi 1373 K (1100 ºC). Nilai ekses reaktivitas kondisi awal dan akhir terlihat tidak begitu bereda, hal ini akan memudahkan kerja sistem pengendalian selama masa operasi reaktor. Koefisien Reaktivitas Teras BOL PCMSR Data perubahan terhadap void fuel dan pendingin pada PCMSR kekentalan 40% pengayaan 4% kondisi BOL ditampilkan dalam Gambar 5. Nilai rerata koefisien reaktivitas void fuel untuk komposisi dan geometri ini, pada masa BOL PCMSR yaitu -5, /%void untuk rentang fraksi void di bawah 60% dan -2, /%void untuk fraksi void di atas 60%. Hal ini dihasilkan dari fenomena perubahan moderator to fuel ratio (MFR) terhadap nilai suatu teras reaktor. Timbulnya void akan merubah nilai MFR teras, dan merubah nilai. Dalam hal ini, sampai tingkat fraksi void 60%, PCMSR kondisi BOL masih berada pada kondisi undemoderated. Sementara itu untuk void pendingin, karena teras reaktor tetap dalam kondisi undermoderated, koefisien reaktivitas void-nya bisa dipastikan tetap bernilai negatif. Dari data dapat diketahui bahwa nilai rerata koefisien reaktivitas void pendingin PCMSR pada BOL sebesar -1, /%void. Perubahan terhadap lonjakan suhu bahan bakar maupun pendingin memiliki gradien negatif. Hal ini menunjukkan PCMSR memiliki koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dan pendingin negatif, seperti reaktor-reaktor nuklir lainnya. Efek Doppler relativistik bertanggung jawab penuh terhadap fenomena ini. Besar perubahan terhadap perubahan suhu bahan bakar dan pendingin terangkum dalam Gambar 6 dan

9 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) void fuel void pendingin % 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100% Fraksi Void Fuel Gambar 5. Perubahan vs fraksi void fuel PCMSR kekentalan bahan bakar 40% pengayaan 4% kondisi BOL. 1,0650 1,0600 1,0550 1,0500 1, , ,0350 1,0300 1,0250 1, Suhu Fuel (K) Gambar 6. Perubahan vs perubahan suhu bahan bakar. 121

10 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X 1,0800 1,0700 1,0600 1,0500 1,0400 1,0300 1,0200 1,0100 1, Suhu Pendingin (K) Gambar 7. Perubahan vs perubahan suhu pendingin. Dari Gambar 6 dan 7, didapatkan semua nilai rerata koefisien reaktivitas suhu F C bernilai negatif, yaitu masing-masing untuk bahan bakar ( α T ) dan pendingin ( α T ) sebesar -2, /K dan -5, /K. Kekritisan Pada Titik Fraksi Bakar PCMSR Dari pengamatan ekstraksi 1 ton bahan bakar per hari, maka nilai pada beberapa titik fraksi bakar periode hidup PCMSR terangkum pada Gambar 8. 1, , , , , Burnup (tahun) Gambar 8. Perubahan pada beberapa titik fraksi bakar (burnup) PCMSR. 122

11 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) Kenaikan di awal fraksi bakar, terjadi akibat dominasi U-233 di dalam teras reaktor nuklir. Kemudian meningkatnya build up nuklida berat absorber neutron seperti isotop m, Cm, dan Np, mengompensasi dominasi serapan fisil teras yang akhirnya menurunkan nilai sampai jenuh, yaitu sampai semua nuklida di dalam teras mencapai nilai setimbang. Kesetimbangan semua nuklida teras online refueling PCMSR dalam makalah ini dipastikan berada pada fraksi bakar 20 tahun, dikarenakan tidak adanya perubahan secara signifikan dalam masa fraksi bakar di atas 20 tahun. Reaktivitas Teras PCMSR Kondisi Setimbang (EOL) Perubahan terhadap fraksi void fuel dan pendingin pada kondisi EOL, diambil pada fraksi bakar 40 tahun, tersusun pada Gambar 9. Dari Gambar 5 dan 9 yang menarik untuk disimak adalah pola perubahan terhadap fraksi void fuel PCMSR. Pada kondisi EOL, tidak ada lagi kenaikan di awal kenaikan fraksi void, namun reaktivitas void pendingin PCMSR juga masih negatif ditandai dengan turunnya tiap kenaikan fraksi void pendingin. Kompleksitas nuklida di dalam teras kondisi EOL menjadi penyebab fenomena ini karena interaksi neutron di dalam teras bergantung pada komposisi nuklida teras. Kenaikan fraksi void fuel meningkatkan populasi neutron termal teras, dimana dalam skala kecil, kenaikan void fuel menambah laju reaksi serapan neutron di dalam bahan bakar, terutama fisi. Namun jika kenaikan skala kecil void tidak menaikkan teras, maka kemungkinan besar laju serapan neutron termal di bahan bakar bukan didominasi serapan fisi, melainkan radiative capture. Hal ini bisa disebabkan oleh banyaknya material non fisil di dalam teras reaktor. 1,0500 1,0000 0,9500 0,9000 0,8500 0,8000 0,7500 0,7000 0,6500 0,6000 0,5500 0,5000 0,4500 bahan bakar pendingin 0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100% Fraksi Void Gambar 9. Perubahan vs perubahan fraksi void fuel dan pendingin PCMSR. Nilai rerata koefisien reaktivitas void fuel dan pendingin masing-masing sebesar -4, /%void dan -5, /%void. Dari sini, dapat disimpulkan bahwa koefisien reaktivitas void negatif mutlak dimiliki online refueling PCMSR pada kondisi EOL. 123

12 J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal ISSN X Sementara itu pola perubahan tiap kenaikan suhu ditunjukkan pada Gambar 10 dan 11. 1,0800 1,0700 1,0600 1,0500 1,0400 1,0300 1,0200 1, Suhu Fuel (K) Gambar 10. Perubahan vs perubahan suhu bahan bakar EOL PCMSR. 1,0600 1,0550 1,0500 1, , ,0350 1,0300 1,0250 1, Suhu Pendingin (K) Gambar 11. Perubahan vs perubahan suhu bahan bakar EOL PCMSR. Tidak ada fenomena luar biasa yang muncul pada pola perubahan teras terhadap perubahan suhu bahan bakar maupun pendingin. Nilai rerata koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dan pendingin kondisi EOL PCMSR masing-masing sebesar -3, /K dan -2, /K. Koefisien reaktivitas suhu dan void baik bahan bakar maupun pendingin negatif menunjukkan munculnya sifat inherent safety PCMSR pada masa EOL. 124

13 Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) KESIMPULN Nilai online refueling PCMSR pengayaan 4% dan kekentalan 40% pada BOL sebesar 1,03805 dan pada EOL sebesar 1, PCMSR memiliki nilai rerata koefisien reaktivitas void fuel BOL memiliki dua nilai berbeda, yaitu sebesar 5, /%void untuk rentang fraksi void di bawah 60% dan -2, /%void untuk fraksi void di atas 60%. Kemudian pada kondisi EOL rerata koefisien reaktivitas bernilai mutlak negatif (pada semua rentang fraksi void) sebesar -4, /%void. Nilai rerata koefisien reaktivitas void pendingin PCMSR pada BOL sebesar - 1, /%void dan pada EOL sebesar -5, /%void. Nilai rerata koefisien reaktivitas suhu bahan bakar pada BOL = -2, /K dan pada kondisi EOL = - 3, /K. PCMSR mempunyai nilai rerata koefisien reaktivitas suhu pendingin pada BOL = -5, /K dan pada kondisi EOL = -2, /K. Walaupun koefisien reaktivitas prompt (suhu) PCMSR telah menunjukkan nilai negatif, modifikasi terhadap desain teras awal PCMSR perlu dilakukan terutama pada kondisi BOL untuk mendapatkan sifat mutlak inherent safety pada semua BOL dan EOL. DFTR PUSTK 1. CORRDINI, M, Secure Nuclear Energy in the 21 st Century, Nuclear Engineering and Engineering Physics, University of Madison, Wisconsin, BUGT,, World Market for Nuclear Energy, Conference on Nuclear Energy and Science, The Watergate Hotel, Washington D. C, DUFFEY, R. B., Vision of Energy Supply in the 21 st Century : Managing Global Bonfire, Climate Change and Energy Options Symposium-CNS Proceedings, Ottawa, Ontario, Canada, GRIMES, W. R., Molten Salt Reaktor Chemistry, Nucl. ppl. Technol., 8, , February, TSUCIHSHI, K. ET L., SRC1995 manual, Japan, Duderstadt, J.J. and Hamilton,L.J., Nuclear Reaktor nalysis, John Wiley & Sons, NewYork,

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

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB 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 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

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

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

Lebih terperinci

BAB 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

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *

ANALISA 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 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

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

I. 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

BAB IV HASIL DAN ANALISIS

BAB 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 terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Desain 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 terperinci

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN

POTENSI 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 terperinci

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

I. 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 terperinci

Diterima editor 02 September 2011 Disetujuai untuk publikasi 03 Oktober 2011

Diterima editor 02 September 2011 Disetujuai untuk publikasi 03 Oktober 2011 I PERFORMA NEUTRONIK BAHAN BAKAR LiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 PADA SMALL MOBILE-MOLTEN SALT REACTOR S.N. Rokhman, A.Widiharto, Kusnanto Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada. Jl. Grafika

Lebih terperinci

ANALISIS 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. 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 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

PERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE

PERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE Prosidin Semirata2015 bidan MIP BKS-PTN Barat PERHITUNGN BURN UP PD REKTOR SUB KRITIS BERDY SEDNG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CLCULTION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICL CORE Nur ida* UIN Syarif

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis 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 terperinci

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).

OPTIMASI 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 terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Rida Siti NM dan Zaki Su ud *

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Rida Siti NM dan Zaki Su ud * STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN Pb-Bi YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM LM DLM SIKLUS OPERSINY Rida Siti NM dan Zaki Su ud * BSTRK STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN PB-BI YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM

Lebih terperinci

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

DESAIN 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 terperinci

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

ANALISIS 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 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

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

DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR

DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR ISSN 1411 40X DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR A.Hadiwinata, A.Widiharto, Sihana Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik Universitas

Lebih terperinci

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

Diterima 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 terperinci

ANALISIS 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) 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam

Lebih terperinci

Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor

Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Cahyo Ridho Prabudi 1, AndangWidiharto 2, Sihana 3 1,2,3 Jurusan Teknik Fisika FT UGM Jln.Grafika 2 Yogyakarta 55281

Lebih terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Desain 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 terperinci

STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2

STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2 Studi Tentang Fisibilitas Daur Ulang Aktinida Minor dalam BWR (Abdul Waris) ISSN 1411-3481 STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR Abdul Waris 1* dan Budiono 2 1 Kelompok Keilmuan

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi. 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen

Lebih terperinci

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.

TUGAS 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 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 III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

BAB 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 terperinci

ANALISIS 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 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 terperinci

ANALISIS 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 *) 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 terperinci

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 19 III. METODE PENELITIAN A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 2013 sampai dengan bulan Mei 2013. Adapun tempat dilaksanakannya

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

BAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan

BAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan BAB II TEORI DASAR 2.1. Reaksi Nuklir 2.1.1. Pendahuluan Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan produk yang berbeda dari partikel awalnya dikenal dengan istilah reaksi

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

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendinin Gas denan Uranium Alam sebaai Bahan Bakar Dora Andris*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *doraandris18.93@mail.com

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

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

Lebih terperinci

PERHITUNGAN 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 * 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 terperinci

Analisis 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 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 terperinci

Pengaruh Variasi Temperatur Keluaran Molten Salt Reactor Terhadap Efisiensi Produksi Hidrogen dengan Sistem High Temperature Electrolysis (HTE)

Pengaruh Variasi Temperatur Keluaran Molten Salt Reactor Terhadap Efisiensi Produksi Hidrogen dengan Sistem High Temperature Electrolysis (HTE) Pengaruh Variasi Temperatur Keluaran Molten Salt Reactor Terhadap Efisiensi Produksi Hidrogen dengan Sistem High Temperature Electrolysis (HTE) Elsa Melfiana *, Andang Widi Harto,, Alexander Agung, * Program

Lebih terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM * STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM

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

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui 7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Konsep Dasar Reaktor Secara umum, energi nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme, yaitu pembelahan inti atau reaksi fisi dan penggabungan beberapa inti melalui reaksi

Lebih terperinci

STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK

STUDI 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 terperinci

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

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW. 68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK

Lebih terperinci

Analisis 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

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS 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 terperinci

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

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007 PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

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

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

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-

ANALISIS 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 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 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 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 terperinci

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( ) RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PbBi DAYA 200 MW(t) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI Epung Saepul Bahrum *, Dian Fitriyani *, Zaki Su ud *, Abdul Waris *, Bambang

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

PERHITUNGAN 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 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 terperinci

PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK

PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM Anis Rohanda, Ardani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA

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

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR

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

Lebih terperinci

Studi Awal Desain Pebble Bed Reactor Berbasis HTR-PM Dengan Resirkulasi Bahan Bakar Once-Through-Then-Out

Studi Awal Desain Pebble Bed Reactor Berbasis HTR-PM Dengan Resirkulasi Bahan Bakar Once-Through-Then-Out Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol. 18, No.1 (2016) 59-65 Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Laman Jurnal: jurnal.batan.go.id/index.php/jpen Studi Awal Desain Pebble Bed Reactor Berbasis HTR-PM Dengan

Lebih terperinci

PENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP

PENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP PENINKATAN KEMAMPUAN ATAN KENDALI REAKTOR RS-AS DENAN PENANTIAN AHAN PENYERAP Iman Kuntoro dan Tagor Malem Sembiring Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset - ATAN ASTRACT THE IMPROVEMENT OF THE RS-AS

Lebih terperinci

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar - Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. - PLTN dikelompokkan

Lebih terperinci

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

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

Lebih terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

DESAIN 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 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 terperinci

DESAIN NEUTRONIKA ELEMEN BAKAR TIPE PELAT PADA TERAS TRIGA 2000 BANDUNG

DESAIN NEUTRONIKA ELEMEN BAKAR TIPE PELAT PADA TERAS TRIGA 2000 BANDUNG Desain Neutronika Elemen Bakar Tipe Pelat Pada Teras Triga 2000 Bandung ISSN 1411 3481 (Prasetyo) DESAIN NEUTRONIKA ELEMEN BAKAR TIPE PELAT PADA TERAS TRIGA 2000 BANDUNG Prasetyo Basuki 1, Putranto Ilham

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk

Lebih terperinci

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR 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 terperinci

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR 96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Lebih 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

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

BADAN 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 terperinci

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN ABSTRAK KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak

Lebih terperinci

Diterima editor 15 November 2010 Disetujui untuk publikasi 27 Januari 2011

Diterima editor 15 November 2010 Disetujui untuk publikasi 27 Januari 2011 J REAKTOR INNOVATIVE MOLTEN SALT (IMSR) DENGAN SISTEM KESELAMATAN PASIF MENYELURUH Andang Widi Harto Fakultas Teknik Fisika, UGM, Yogjakarta Email: andangftn@yahoo.com Diterima editor 15 November 2010

Lebih terperinci