PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL
|
|
- Suhendra Cahyadi
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Suwoto, dkk. ISSN - PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBENTUKAN DATA TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL. Material stainless steel telah banyak digunakan di reaktor nuklir maupun industri non nuklir. Perlu dilakukan pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang dari bahan campuran (stainless steel). Data tampang lintang bahan penyusunnya diperoleh dari file ENDF(Evaluated Nuclear Data File) yang tersedia (file ENDF/B-VI., JEFF-. dan ). File data nuklir tersebut masih mentah harus diolah sedemikian rupa sehingga nantinya dapat digunakan dalam perhitungan fisika nuklir. Pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang dari campuran beberapa nuklida ini menggunakan program LINEAR, RECENT, SIGMA, FIXUP dan MIXER dari program utilitas PREPRO. Pengolahan data nuklir ini dimulai dari proses linearisasi (program LINEAR) dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi (MF) sehingga menjadi tampang lintang pointwise dari energi - ev sampai ev pada suhu mutlak (K) dengan program RECENT. Untuk mencapai suhu yang dikehendaki ( K), data tersebut kemudian diolah lagi dengan melakukan pelebaran tampang lintang Doppler dengan menggunakan program SIGMA. Program FIXUP digunakan untuk menguji konsistensi tampang lintang yang digunakan. Selanjutnya dengan menentukan densitas bahan campuran (gr/cm ) dan densitas serta fraksi berat masing-masing nuklida penyusunnya kemudian dapat menggunakan program MIXER. Untuk memudahkan pengamatan dan analisis, semua tampang lintang stainless steel SUS- dilakukan pengelompokan energi sebanyak grup energi (TART-struktur energi) dengan program GROUPIE. Telah dibentuk tampang lintang total, hamburan elastik, hamburan non-elastik dan capture untuk stainless steel SUS- dari file ENDF/B-VI., JEFF-. dan. Validasi dilakukan terhadap stainless steel dari file ENDF/B-VI.. Dari hasil validasi terhadap pengolahan dan pembentukan tampang lintang total stainless steel SUS-, diperoleh informasi bahwa tampang lintang yang dihasilkan sangat baik dengan perbedaaan kesalahan perhitungan yang relatif sangat kecil di bawah,%. Kata kunci: pengolahan data nuklir, file data nuklir terevaluasi, program LINEAR, RECENT, SIGMA, MIXER, GROUPIE. ABSTRACT NUCLEAR DATA PROSESSING FOR GENERATION OF STAINLESS STEEL CROSS-SECTIONS DATA. Stainless steel has been used as important material in nuclear reactor and also in non nuclear industries. Nuclear data processing for generation of composite mixture cross-sections from several nuclides have been made. Provided evaluated nuclear data file (ENDF) such as ENDF/B-VI., JEFF-. and files were employed. Raw nuclear data cross-sections on file ENDF should be prepared and processed before it used in calculation. Sequence of nuclear data processing for generation of mixture cross-sections data from several nuclides is started from LINEAR, RECENT, SIGMA and MIXER codes taken from PREPRO utility code. Nuclear data processing is started from linearization of nuclear cross-sections data by using LINEAR code and counting background contribution of resonance parameter (MF) with RECENT code ( K) at energy ranges from - to ev. Afterward, the neutron cross-sections data should be processed and broadened to desire temperature ( K) by using SIGMA code. Consistency of each cross-sections which used in nuclear data processing is checked and verified using FIXUP code. The next step is to define the composite mixture density (gr/cm ) of stainless steel SUS- and weight fraction of each nuclide composition prior used it in MIXER code. All of the stainless steel SUS- cross sections are condensed to energy groups structure (TART-energy structure) by using GROUPIE code to evaluate, analysis and review it more easily. The total, elastic scattering, non-elastic scattering and capture crosssections of stainless steel SUS- have been made of ENDF/B-VI., JEFF-. and files. The stainless steel cross-sections made of ENDF/B-VI. file was taken as reference during validation process. The validation result of total cross-sections for stainless steel SUS- is clearly observed that the differences of total cross-sections error in nuclear data processing is relatively low than,%. Keywords: Nuclear Data Processing, Evaluated Nuclear Data File, LINEAR, RECENT, SIGMA, MIXER codes.
2 ISSN - Suwoto, dkk. PENDAHULUAN I nteraksi neutron dengan inti suatu atom material tertentu dapat menyebabkan berbagai macam reaksi nuklir dengan keboleh-jadian reaksi neutronnuklir dinyatakan dengan besarnya tampang lintang sebagai fungsi dari energi neutron. Ketergantungan tampang lintang reaksi terhadap energi neutron serta banyaknya isotopisotop yang digunakan dalam analisis reaktor nuklir menjadikan data tampang lintang neutron (neutron cross-sections) tersebut merupakan kumpulan data yang sangat penting peranannya bagi perhitungan neutronik fisika reaktor maupun perhitungan shielding lainnya. Ketelitian dan keakuratan perhitungan teoritis, baik perhitungan neutronik fisika reaktor maupun perhitungan shielding yang dilakukan sangat ditentukan oleh ketelitian pendekatan geometri yang diambil dan juga oleh ketersediaan data tampang lintang nuklir yang memadai. Semenjak material stainless steel banyak digunakan di dunia industri, baik industri nuklir maupun non nuklir, banyak penelitian yang menyangkut pengembangan material khususnya stainless steel. Material ini banyak digunakan sebagai bahan struktur reaktor nuklir maupun bahan pelapis perisai radiasi disamping timbal dan beton. Dengan demikian keberadaan material stainless steel, khususnya ditinjau dari segi tampang lintang data nuklir sangat penting untuk diteliti dan diketahui. Seperti telah diketahui para peneliti di bidang data nuklir, sumber utama data nuklir adalah eksperimen-eksperimen fisika nuklir dengan akselerator, reaktor-reaktor riset maupun generator neutron lainnya. Data eksperimental tersebut dilengkapi dengan data-data yang dihitung secara teoretik dengan model-model nuklir terbaru. Saat ini, pemahaman teoretik reaksi-reaksi nuklir telah berkembang maju dan telah digunakan untuk interpolasi, ekstrapolasi dan untuk memeriksa konsistensi data eksperimental serta untuk memperkirakan secara akurat data yang tidak dapat diukur secara eksperimental. Pada umumnya, tidak ada satupun data nuklir, baik yang ditentukan secara eksperimental maupun secara teoretik dapat secara langsung digunakan dalam aplikasi perhitungan fisika nuklir. Data nuklir tersebut harus diolah dan ditransformasikan terlebih dahulu ke dalam suatu basis data agar dapat digunakan secara mudah sebagai input/masukan bagi program-program untuk perhitungan fisika reaktor. Kumpulan file data nuklir terevaluasi yang tersedia sekarang ini (versi terbaru) cukup banyak jumlahnya diantaranya ENDF/B-VI. (USA/IAEA), JEFF-. (Eropa), (Jepang), CENDL- (China), BROND-. (Rusia) dan lainnya. Dalam kompilasi file data tersebut, data tampang lintang fungsi energi masih merupakan data mentah yang harus diolah dan diproses terlebih dahulu sebelum dapat dipakai dalam perhitungan fisika reaktor. Dalam perhitungan fisika reaktor, kadangkala dijumpai bahan/material yang merupakan gabungan/ campuran dari berbagai nuklida yang tidak ada data tampang lintang nuklirnya, seperti material stainless steel yang banyak digunakan sebagai bahan struktur maupun bahan shielding. Untuk mengatasi permasalahan tersebut, akan dilakukan pembentukan data tampang lintang stainless steel dengan program komputer MIXER dari program PREPRO []. Banyak tipe stainless steel yang ada, diantaranya adalah tipe stainless steel SUS-, SUS-L, SUS-LTP dan lainnya. Komposisi bahan pendukung stainless steel ini bermacam-macam sesuai dengan tipenya masing-masing. Material/bahan nuklida dasar penyusun stainless steel adalah nuklida Fe (besi), Cr (krom), Ni (nikel), Mn (mangan), Si (silikon) dan C (karbon). Pada makalah ini akan dibahas dan dijelaskan proses dan langkah-langkah pengolahan data nuklir yang berkaitan dengan proses pembentukan tampang lintang dari bahan campuran yaitu stainless steel tipe SUS- pada suhu operasi K. ALUR PEMANFAATAN DATA NUKLIR Beberapa aktivitas yang berkaitan langsung dengan data nuklir dapat diidentifikasikan mulai dari produksi data nuklir dasar, evaluasi dan pemrosesan data nuklir terevaluasi dan aplikasi data nuklir itu sendiri. Proses-proses yang berkaitan dengan pembentukan File Data Nuklir Terevaluasi (ENDF, Evaluated Nuclear Data File) dari awal produksi data nuklir hingga menjadi data nuklir terevaluasi untuk aplikasinya pada perhitungan fisika nuklir disajikan pada Gambar. Produksi Data Nuklir Produksi data nuklir yang utama adalah data nuklir yang diperoleh dari hasil percobaan laboratorium yang tersedia maupun dari hasil perhitungan secara teoritis menggunakan model inti tertentu. Perhitungan secara teoritis ini diperlukan karena kesulitan dan atau keterbatasan dalam pelaksanaan percobaan secara eksperimental. Data hasil percobaan maupun perhitungan secara teoritis kemudian dikompilasi dalam file komputer dalam bentuk format basis data. Kompilasi file data ini dibentuk dalam file komputer dalam bentuk CINDA (Computer Index of Nuclear Reaction Data) dan dalam file EXFOR (EXchange FORmat).
3 Suwoto, dkk. ISSN - Gambar. Kegiatan terkait dari proses produksi data nuklir hingga aplikasinya []. Evaluasi Data Nuklir Evaluasi data nuklir diperlukan untuk mereview, data-data yang dihasilkan dari percobaan maupun dari hasil perhitungan secara teoritis. Hal ini dilakukan untuk memastikan bahwa data-data yang dihasilkan terhindar dari kesalahan-kesalahan yang diakibatkan oleh metoda yang digunakan dalam percobaan atau perhitungan teoritis sudah ketinggalan zaman atau kesalahan-kesalahan sistematik. Sehingga dalam evaluasi ini diperlukan kerja tim yang baik dari berbagai laboratorium terkemuka di suatu negara atau bahkan antar negara dengan spesialisasi pada tipe data dan rentang energi yang digunakan. Dewasa ini telah banyak bentuk file data yang sudah dievaluasi dengan memakai format ENDF- [] dalam bentuk file data nuklir terevaluasi, ENDF (Evaluated Nuclear Data File). File data nuklir terevaluasi yang tersedia di dunia saat ini diantaranya ENDF/B-VI., JENDL-., JEF-., CENDL- dan BROND-. dan lainnya seperti ditampilkan pada Tabel. Tabel. Beberapa pustaka file data nuklir terevaluasi dan bentuk format ENDF-. Negara Pembuat File Data Nuklir Bentuk Format USA / IAEA ENDF/B-VI. ENDF- JEPANG ENDF- CHINA CENDL- ENDF- RUSIA BROND-. ENDF- OECD/NEA JEF-. ENDF-
4 ISSN - Suwoto, dkk. Proses Data Nuklir Terevaluasi Proses pengolahan data nuklir terevaluasi biasanya dimulai dengan mereduksi (dalam pembentukan/generasi tampang lintang multikelompok) data nuklir yang tersedia dari basis data dengan melakukan uji konsistensi data, cek kesalahan format data dan lainnya. Dalam kegiatan pengolahan data nuklir terevaluasi ini, banyak program komputer (computer code) yang telah tersedia, diantaranya PREPRO, NJOY, MINX dan lainnya. Aplikasi data tampang lintang multikelompok ( grup/ grup energi) untuk program WIMS/D-B dapat dibentuk menggunakan program NJOY [,], sedangkan untuk pembentukan tampang lintang campuran dari beberapa nuklida menggunakan PREPRO. Pengolahan data nuklir biasanya dilakukan pada seluruh jangkauan energi neutron yaitu dari energi - ev sampai ev. Aplikasi Data Nuklir Aplikasi data nuklir, baik sebagai pustaka data multikelompok maupun sebagai pustaka data energi kontinyu banyak digunakan dalam perhitungan fisika reaktor baik dengan teori transport maupun difusi untuk reaktor termal maupun reaktor cepat/pembiak, perhitungan shielding, perhitungan pada radioterapi, dan lainnya. PROSES PENGOLAHAN DATA NUK- LIR UNTUK CAMPURAN NUKLIDA Program untuk pengolahan dan pemrosesan data nuklir yang dapat digunakan untuk pembentukan tampang lintang dari campuran beberapa nuklida diantaranya adalah program MIXER. Proses pembentukan tampang lintang yang tersusun dari beberapa nuklida seperti stainless steel ini dimulai dari proses linearisasi, rekonstruksi tampang lintang dari parameter resonansi dan pelebaran tampang lintang pada suhu yang dikehendaki dalam operasi. Semua proses pengolahan data nuklir dilakukan pada seluruh jangkauan energi neutron yaitu dari energi - ev sampai ev. Proses pengolahan data nuklir dimulai dengan linearisasi tampang lintang dengan menggunakan program LINEAR dan pembentukan tampang lintang dari parameter resonansi MF dengan menggunakan program RECENT. Keluaran dari program RECENT ini merupakan tampang lintang point-wise dengan suhu mutlak ( K), sehingga pada proses selanjutnya harus dihitung tampang lintang fungsi temperatur menggunakan pelebaran Doppler untuk suhu kamar ( K) ataupun suhu-suhu diatasnya untuk mengetahui perilaku dan pelebaran tampang lintang yang ada menggunakan program SIGMA. Program RECENT dan SIGMA ini mirip dengan modul RECONR dan BROADR yang tersedia dalam program pengolah data nuklir NJOY. Kemudian file keluaran SIGMA diproses dengan program FIXUP untuk mengecek/verifikasi dan menguji konsistensi masing-masing tampang lintang. Tahap selanjutnya adalah proses pembentukan tampang lintang data nuklir untuk stainless steel SUS- dengan program MIXER. Keluaran dari program SIGMA merupakan masukan untuk program MIXER ini, dengan memasukkan parameter dari masing-masing material/ nuklida penyusun stainless steel tersebut. Dari program MIXER tersebut dapat ditentukan jenis reaksi tampang lintang campuran yang terjadi, baik itu tampang lintang total, elastik maupun tampang lintang lainnya. Dalam penentuan input/masukan program MIXER yang perlu diperhatikan adalah densitas gabungan dari campuran material tersebut (gr/cm ) dan juga densitas masing-masing isotop penyusunnya (gr/cm ) yang diperoleh dengan mengalikan prosen berat dengan densitas masingmasing isotop penyusun tersebut. Diagram alur proses pengolahan dan pembentukan tampang lintang gabungan dari beberapa nuklida penyusunnya ditampilkan pada Gambar. Komposisi, abundansi, densitas atom beserta prosen berat nuklida penyusun stainless steel tipe SUS- ditampilkan pada Tabel. Gambar. Proses pembentukan tampang lintang campuran dari beberapa nuklida.
5 Suwoto, dkk. ISSN - Tabel. Komposisi nuklida penyusun Stainless Steel tipe SUS-. Nuklida Abundansi di alam (%) Densitas Atom [] (atoms/barn.cm) Prosen berat ( o /w) Besi, Fe (ave.),, (, wt%) Kromium, Cr (ave.),, (, wt%) Nikel, Ni (ave.),, (, wt%) Silikon, Si (max.),, (, wt%) Mangan, Mn (max.),, (, wt%) Karbon, C (max.),, (, wt%) Keterangan: barn = - cm HASIL DAN PEMBAHASAN Dalam proses pengolahanan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang gabungan/ campuran dari beberapa nuklida penyusunnya dalam hal ini stainless steel tipe SUS- diperoleh dari sumber data nuklir terevaluasi yang tersedia yaitu file data ENDF/B-VI., dan JEF-.. Masing-masing nuklida yang digunakan dalam pembentukan tampang lintang stainless steel tipe SUS- seperti disebutkan pada Tabel. Proses pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang campuran yang terbentuk dari kumpulan beberapa nuklida dimulai dari program LINEAR-RECENT-SIGMA-FIXUP- MIXER yang terdapat pada utilitas program PREPRO. Program LINEAR digunakan untuk melinearisasi tampang lintang FILE (tabulasi energi versus tampang lintang) pada suhu K dengan toleransi kesalahan perhitungan, (,%). Rekonstruksi tampang lintang dari parameter resonansi FILE dan tampang lintang latar (background) FILE digunakan program RECENT dengan toleransi kesalahan perhitungan, (,%). Bila kriteria toleransi kesalahan diberikan terlalu besar akan mengakibatkan kesalahan perhitungan dan mengakibatkan tampang lintang yang dihasilkan tidak benar. Bila terlalu kecil, akan mengakibatkan kesalahan numerik dan perhitungan tidak konvergen. Program RECENT ini menghitung kontribusi tampang lintang total (MT=), elastik (MT=), fisi (MT=) dan tampang lintang tangkapan (capture) radiasi (MT=) dalam bentuk tabulasi linear terhadap energi. Untuk broadening dan thinning tampang lintang pada suhu tertentu ( K) digunakan program SIGMA dengan toleransi kesalahan perhitungan, (,%), sedangkan program FIXUP digunakan untuk mengkoreksi konsistensi tampang lintang, misalnya tampang lintang total (MT=) sama dengan jumlahan dari tampang lintang hamburan elastik (MT=) dan non-elastik (MT=) dan lainnya. Bilamana telah dilakukan dan tidak ada kesalahan data, maka file data tersebut baru siap digunakan pada proses selanjutnya yaitu program MIXER. Dalam proses pembentukan tampang lintang gabungan/campuran dari beberapa nuklida ini program MIXER ini harus diketahui secara pasti densitas material gabungan (gr/cm ) dan juga densitas serta ZAI masing-masing nuklida pembentuknya. Tabel. Nomor material (MAT) dari nuklida penyusun stainless steel SUS-. Nuklida ENDF/B-VI. JEFF-. Nomor Material (MAT No) / Nomor Massa (ZAI) -Fe- / / / -Cr- / / / -Ni- / / / -Mn- / / / -Si- / / / -C- / / /
6 ISSN - Suwoto, dkk. Untuk mempermudah pengamatan tampang lintang total, elastik, non-elastik maupun tangkapan radiasi (capture), semua pembentukan dan pengolahan data tampang lintang stainless steel SUS- dilakukan pada suhu K dan tampang lintang dikelompokan menjadi kelompok energi sesuai struktur energi-tart [] dengan program GROUPIE. Tampang Lintang Total (MF= MT=) Dalam format ENDF-, tampang lintang total (MF= MT=) merupakan penjumlahan dari tampang lintang hamburan elastik (MF= MT=) dan tampang lintang hamburan non-elastik (MF= MT=). Bentuk dan profil tampang lintang total stainless steel SUS- yang dihasilkan dari proses pengolahan data nuklir tersebut diatas untuk grup energi (TART-struktur energi) ditampilkan pada Gambar. Tampang Lintang Elastik (MF= MT=), Non Elastik (MF= MT=), dan Capture (MF= MT=) Hasil pembentukan tampang lintang elastik (MF= MT=), non elastik (MF= MT=) dan capture (MF= MT=) untuk stainless steel SUS- pada suhu K di tampilkan pada Gambar, dan. K Tampang Lintang Total SUS- ENDF/B-VI. JEFF-. Tampang Lintang (barns) grup, TART - structure Gambar. Hasil pembentukan tampang lintang total (MF= MT=) stainless steel SUS- untuk suhu K. K Tampang Lintang Elastik SUS- ENDF/B-VI. JEFF-. Tampang Lintang (barns) grup, TART - structure.... Gambar. Hasil pembentukan tampang lintang elastik (MF= MT=) stainless steel SUS- untuk suhu K.
7 Suwoto, dkk. ISSN - Tampang lintang non-elastik (MF= MT=) Tampang Lintang Non-Elastik SUS- E N D F/B -VI. JEFF-. Tampang Lintang (barns) grup, TART - structure - Gambar. Hasil pembentukan tampang lintang non-elastik (MF= MT=) stainless steel SUS- untuk suhu K. Tampang lintang capture (MF= MT=) Tampang Lintang Capture SUS- ENDF/B-VI. JEFF-. Tampang Lintang (barns) grup, TART - structure - Gambar. Hasil pembentukan tampang lintang capture (MF= MT=) stainless steel SUS- untuk suhu K. Untuk mengkaji dan mengevaluai profil tampang lintang stainless steel, baik tampang lintang total (MF= MT=), elastik (MF= MT=), non-elastik (MF= MT=) maupun tampang lintang capture (MF= MT=) maka dilakukan analisa perbedaan semua tampang lintang stainless steel dari file JEFF-. dan terhadap ENDF/B-VI. yang dianggap sebagai referensi. Hal ini dilakukan karena penulis belum memperoleh data tampang lintang referensi untuk stainless steel.
8 ISSN - Suwoto, dkk. Beda (%) terhadap ENDF/B-VI Perbedaan Tampang Lintang Total SUS- Terhadap ENDF/B-VI. JEFF-. grup, TART - structure Gambar. Perbedaan tampang lintang total (MF= MT=) stainless steel SUS- terhadap file ENDF/B-VI.. Beda (%) terhadap ENDF/B-VI Perbadaan Tampang Lintang Elastik SUS- Terhadap ENDF/B-VI. JEFF grup, TART - structure Gambar. Perbedaan tampang lintang elastik (MF= MT=) stainless steel SUS- terhadap file ENDF/B-VI..
9 Suwoto, dkk. ISSN - Perbedaan Tampang Lintang Non-Elastik SUS- Terhadap ENDF/B-VI. Beda (%) terhadap ENDF/B-VI JEFF grup, TART - structure - - Gambar. Perbedaan tampang lintang non-elastik (MF= MT=) stainless steel SUS- terhadap file ENDF/B-VI.. Perbedaan Tampang Lintang Capture SUS- Terhadap ENDF/B-VI. Beda (%) terhadap ENDF/B-VI JEFF grup, TART - structure - - Gambar. Perbedaan tampang lintang capture (MF= MT=) stainless steel SUS- terhadap file ENDF/B-VI..
10 ISSN - Suwoto, dkk. Dari Gambar dan Gambar tampak bahwa perbedaan tampang lintang total dan hamburan elastik stainless steel tipe SUS- terlihat pada energi di atas, kev, dengan beda maksimum sekitar ±,% untuk dan beda maksimum sekitar ±, % untuk JEFF-. pada energi, kev. Perbedaan yang agak mencolok pada tampang lintang non-elastik dan capture terlihat pada Gambar dan Gambar, khususnya pada energi, kev dengan beda ±, % untuk file, trehadap file ENDF/B-VI. walaupun perbedaan ini tidak terlalu signifikan besar pada tampang lintang hamburan elastik maupun tampang lintang totalnya. Hal ini dikarenakan besaran tampang lintang non elastik pada energi, kev relatif sangat kecil dibandingkan dengan tampang lintang hamburan elastik, seperti tampak pada Tabel. Untuk memvalidasi hasil pengolahan dalam pembentukan tampang lintang stainless steel tipe SUS- yang telah diperoleh, maka akan dilakukan uji bentukan tampang lintang total (MF= MT=) terhadap jumlahan dari data tampang lintang pembentuknya yaitu tampang lintang hamburan elastik (MF= MT=) dengan tampang lintang hamburan non elastik (MF= MT=). Pada Gambar tampak jelas hasil pembentukan data tampang lintang total stainless steel SUS- yang dinyatakan dalam perbedaan (%) yang relatif sangat kecil di bawah, % terhadap data tampang lintang total stainless steel SUS- (MF= MT=) yang merupakan jumlahan dari MF= MT= dan MF= MT=. Tabel. Perbedaan tampang lintang total, hamburan elastik, non elastik dan capture file ENDF/B-VI. dan untuk stainless steel SUS- pada energi, kev. File Data Nuklir (SUS-) σt (barn) σe (barn) σnon-e (barn) σc (barn) ENDF/B-VI.,,,E-,E-,,,, Beda terhadap ENDF/B-VI. (%) ±, ±, ±, ±, keterangan: σ t (tampang lintang total), σ e (tampang hamb. lintang elastik), σ non-e (tampang lintang hamb. non elastik), σ c (tampang lintang capture) Beda (%), Bentukan Tampang Lintang Total (MF MT) thd. (MF MT) + (MF MT).. Validasi Tampang Lintang Total SUS- ENDF/B-VI.. JEFF Beda (%) grup, TART - structure Gambar. Perbedaan tampang lintang total (MF= MT=) stainless steel SUS- terhadap jumlahan dari tampang lintang elastik (MF= MT=) dan tampang lintang non-elastik (MF= MT=).
11 Suwoto, dkk. ISSN - Secara keseluruhan pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang stainless steel SUS- menunjukkan hasil yang sangat baik karena perbedaaan kesalahan yang relatif sangat kecil di bawah,%. KESIMPULAN Proses pengolahan data nuklir untuk pembentukan tampang lintang campuran yang terbentuk dari kumpulan beberapa nuklida dapat dilakukan melalui program LINEAR-RECENT- SIGMA-FIXUP-MIXER dari utilitas program PREPRO. Untuk mempermudah evaluasi dan analisis hasil tampang lintang yang diperoleh, dilakukan pengelompokan energi sebanyak grup (TART-struktur energi) dengan program GROUPIE. Dari hasil validasi yang dilakukan terhadap tampang lintang total stainless steel SUS- diperoleh informasi bahwa pengolahan dan pembentukan tampang lintang yang telah dilakukan memberikan hasil yang sangat baik dengan ditunjukkannya perbedaaan kesalahan yang relatif sangat kecil di bawah, %. DAFTAR ACUAN. D.E. Cullen, PREPRO: ENDF/B Pre-processing Codes, report IAEA-NDS-, Rev., April,.. A. TRKOV, Evaluated Nuclear Data Processing and Nuclear Reactor Calculations, Workshop on Nuclear Reactor Physics, Design and Safety, April May, ICTP, Trieste, ITALY.. V. MCLANE, ENDF-: Data Formats and Procedures For The Evaluated Nuclear Data File ENDF-, NNDL-BNL-UPTON, NY -.. SUWOTO, ZUHAIR, TUMPAL PAN- DIANGAN, Pengolahan Data Nuklir Untuk Perhitungan Fisika Reaktor. Studi Awal Penambahan Pustaka WIMS/D- Dengan NJOY-PC, Prosiding Seminar Nasional ke- Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Jakarta, Agustus, ISSN=.. SUWOTO, ZUHAIR, SUHARNO, Studi Pembangkitan Pustaka Tampang Lintang Data Nuklir untuk Program WIMS/D-B, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, Juli, ISSN -.. MAERKER, R.E.: STD. Stainless Steel Broomstick Experiment - An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections, ORNL- TM- (Revised),. TANYA JAWAB Jati Susilo Kenapa objek yang diambil adalah SS-, bagaimana dengan material lainnya? Suwoto Pada prinsipnya proses pengolahan/pembentukan tampang lintang stainless steel tipe lainnya yang perlu diperhatikan adalah kandungan masing-masing unsur/nuklida penyusunnya serta komposisi prosen berat masing-masing unsur penyusunnya.
PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX
208 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. PENGOLAHAN DATA NUKLIR TEMPERATUR TINGGI UNTUK PUSTAKA ENERGI NEUTRON KONTINU PROGRAM MCNP/MCNPX Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir,
Lebih 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 terperinciANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR
Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 123 ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) - BATAN
Lebih terperinciPROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE
82 Suwoto, dkk. PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE Suwoto, Zuhair dan Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek,
Lebih terperinciKAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI
38 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan
Lebih 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 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 terperinciPENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(, ) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT200K
PENGARUH TEMPERATUR TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON TERMAL S(,) GRAFIT PADA PERHITUNGAN KRITIKALITAS RGTT00K Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK
Lebih 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 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih 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 terperinciSTUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT
STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto dan Zuhair Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEAR DATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation
Lebih terperinciPENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto
PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN ABSTRAK PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN
Lebih 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 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 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 terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih 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 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 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 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 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 terperinciANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI
/04 ISSN 0216-3128 Suwala, du. ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA
Lebih terperinciPLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP
PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP Fajar Arianto *1, Mutia Meireni 1, Indah Rosidah Maemunah 2, Putranto Ilham Yazid 3, Muhammad Nur 1 1 Jurusan Fisika,
Lebih 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 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 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 terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih 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 terperinciANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2
ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2 Suwoto, Tumpal Pandiangan, Ferhat Aziz Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju -BATAN ABSTRAK ANALISIS DATA TAMPANG LINTANG
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke
Lebih terperinciANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR
ISSN 1411 240X Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan... (Anis Rohanda) ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda Pusat Teknologi
Lebih terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih 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 terperinciCROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.
CROSS SECTION REAKSI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Tampang Lintang (Cross Section) Reaksi Nuklir Kemungkinan terjadinya reaksi nuklir disebut penampang lintang (σ) yang mempunyai dimensi
Lebih terperinciINTERAKSI 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 terperinciPERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL
PERHITUNGAN TAMPANG LINTANG DIFERENSIAL HAMBURAN ELASTIK ELEKTRON-ARGON PADA 10,4 EV DENGAN ANALISIS GELOMBANG PARSIAL Paken Pandiangan (1), Suhartono (2), dan A. Arkundato (3) ( (1) PMIPA FKIP Universitas
Lebih 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 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 2 Interaksi Neutron
Bab 2 Interaksi Neutron 2.1 Pendahuluan Perilaku neutron fisi ketika berinteraksi dengan bahan menentukan fenomena reaksi neutron berantai yang terjadi. Untuk dapat mempertahankan reaksi berantai, minimal
Lebih terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih 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 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 terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciPENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN
PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN Kristiyanti, Tri Harjanto, Suripto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN E-mail
Lebih terperinciANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto
ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA Marsodi, dan Mulyanto ABSTRAK Analisis Tingkat Bahaya pada Paska Perlakuan Daur Ulang Pembakaran/Transmutasi Aktinida.
Lebih 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 terperinciMAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI
MAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI REAKSI NUKLIR FUSI DISUSUN OLEH : Mohamad Yusup ( 10211077) Muhammad Ilham ( 10211078) Praba Fitra P ( 10211108) PROGAM STUDI FISIKA INSTITUT TEKNOLOGI BANDUNG 2013
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 terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciPERHlTUNGAN TAMPANG LINTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLIR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY
Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian Sains dan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober 1991 PERHlTUNGAN TAMPANG LNTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLR DENGAN
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI ABSTRAK
GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI Edi Trijono Budisantoso, Syarip Pusat Penelitian dan Pengembangan
Lebih terperinciANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciPENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA
PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWTH PADA BERBAGAI
Lebih 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 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 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 terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciOPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT
JURNAL APLIKASI FISIKA VOLUME 13 NOMOR 2 JUNI 2017 OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT Viska Inda Variani 1, Vivin Fitrya Ningsih 1, Muhammad Zamrun F. 1, 1 Jurusan
Lebih terperinciPROGRAM PERHITUNGAN PENGARUH REAKTIVITAS FEEDBACK TERHADAP DINAMIKA REAKTOR MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO. Dra. Dwi Purwanti, MS ABSTRAK
2 Jurnal Teknik Elektro Vol. 3 No. PROGRAM PERHITUNGAN PENGARUH REAKTIVITAS FEEDBACK TERHADAP DINAMIKA REAKTOR MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO Dra. Dwi Purwanti, MS ABSTRAK Daya reaktor sebanding dengan
Lebih 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 terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.
68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK
Lebih 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 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 terperinciMETODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA Kristiyanti, Tri Harjanto, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd 71 lt 2
Lebih 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 II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo
Bab II Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo Metoda monte carlo adalah suatu metoda pemecahan masalah fisis dengan menirukan proses-proses nyata di alam memanfaatkan bilangan acak/ random. Jadi metoda
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI FILLER SERBUK ALUMINIUM DALAM PEMBUATAN KOMPOSIT EPOKSI SEBAGAI BAHAN ALTERNATIF BALING-BALING KINCIR ANGIN TUGAS AKHIR.
PENENTUAN FRAKSI FILLER SERBUK ALUMINIUM DALAM PEMBUATAN KOMPOSIT EPOKSI SEBAGAI BAHAN ALTERNATIF BALING-BALING KINCIR ANGIN TUGAS AKHIR Oleh : ARFAN WIJAYA NRP. 2401 100 066 Surabaya, Juni 2006 Mengetahui/Menyetujui
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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
88 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kimia analitik memegang peranan penting dalam perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Sebagian besar negara memiliki laboratorium kimia analitik yang mapan
Lebih terperinciPENENTUAN DENSITAS PLASMA ION KARBON PADA TEKANAN ATMOSFIR UNTUK MENCAPAI KESETIMBANGAN TERMODINAMIK Dadhe Riawan*, Saktioto, Zulkarnain
PENENTUAN DENSITAS PLASMA ION KARBON PADA TEKANAN ATMOSFIR UNTUK MENCAPAI KESETIMBANGAN TERMODINAMIK Dadhe Riawan*, Saktioto, Zulkarnain Mahasiswa Program S-1 Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
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 terperinciPENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor
Lebih 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 terperinciEFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS
ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciOPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI
OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida
Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id
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 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 terperinciSimposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA
Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Teknologi nuklir yang semakin berkembang dewasa ini telah banyak digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit energi, industri, pertanian,
Lebih terperinciANALISIS 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 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 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 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 Seiring dengan perkembangan zaman, teknologi di bidang kesehatan juga semakin berkembang. Saat ini yang mendapatkan perhatian khusus di dunia kesehatan adalah tumor.
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada
Lebih terperinciKAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON
KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Kanker merupakan suatu penyakit dimana pembelahan sel tidak terkendali dan akan mengganggu sel sehat disekitarnya. Jika tidak dibunuh, kanker dapat menyebar ke bagian
Lebih terperinciPRIMA Volume 8, Nomor 1, Juni 2011 ISSN : DESAIN PINTU RUANG PESAWAT SINAR-X DARI BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA
ABSTRAK DESAIN PINTU RUANG PESAWAT SINAR-X DARI BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA Sri Mulyono Atmojo*Krismawan*Abdul Jalil* *Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Telah dilakukan perancangan pintu
Lebih terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih terperinciOPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI
ABSTRAK OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI Kuat Heriyanto, Sucipta, Untara. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih 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 terperinci