PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE"

Transkripsi

1 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, gedung 80 Serpong suwoto@batan.go.id ABSTRAK PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE. Telah dilakukan proses pembangkitan pustaka data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi tanpa menggunakan program pengolah data nuklir NJOY. Proses pembangkitan pustaka tampang lintang data nuklir menggunakan program SIGACE pada temperatur tinggi dengan memanfaatkan ACE-file yang tersedia pada temperatur rendah (300K). ACE-file pada temperatur 300K ini biasanya sudah tersedia bersama paket program Monte Carlo MCNP/MCNPX. Proses pembangkitan pustaka tampang lintang energi kontinu pada temperatur tinggi 600K, 900K, 1200K dan 1500K dilakukan dengan program SIGACE untuk nuklida/isotop 10B, 11B, 12C, 16O, 28Si, 235U dan 238U. Sebagai pembanding digunakan pengolah data nuklir standard program NJOY99.v364. ACE-file pada temperatur 300K yang diolah dengan program NJOY99.v364 sebagai dasar inputan program SIGACE. Verifikasi secara visual dilakukan dengan program COMPLOT Validasi hasil pengolahan data nuklir melalui perhitungan nilai multiplikasi reaktor menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 pada bahan bakar pebble-bed berisi TRISO UO2 untuk RGTT200K. Secara umum verifikasi pengolahan data nuklir dengan program SIGACE memberikan hasil cukup baik. Sedangkan hasil validasi untuk seluruh temperatur proses memberikan perbedaan maksimum nilai multiplikasi reaktor (SIGACE/NJOY99.v364) relatif kecil sekitar ±0,75%. Sehingga dapat disimpulkan bahwa pembangkitan pustaka tampang lintang data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi dengan program SIGACE dapat digunakan bila tidak tersedia program pengolah data nuklir NJOY dan file data nuklir terevaluasi ENDF. Kata kunci: pengolahan data nuklir, ACE-file, SIGACE, NJOY, MCNP/MCNPX ABSTRACT PROCESSING OF HIGH TEMPERATURE CONTINUOUS ENERGY NUCLEAR DATA GENERATION USING SIGACE CODE. Generation of high temperature nuclear data library of continuous energy (ACE-file) has been done without using nuclear data processing commonly used such as NJOY code. The generation process of nuclear data libraries using SIGACE code for high temperature by utilizing the ACE-file available at a low temperature (300K). The ACE-file at a temperature of 300K is usually already included with the Monte Carlo MCNP/MCNPX package code. Nuclear data library processing of continuous energy at high temperatures such as 600K, 900K, 1200K and 1500K for 10B, 11B, 12C, 16O, 28Si, 235U and 238U isotopes are created with SIGACE code. The NJOY99.v364 code is defined as standard compared code. The 300K ACE-file processed by NJOY99.v364 code is as basic input of SIGACE code. Visual verification has been done using COMPLOT-2010 code. The ACE-file nuclear data processing is validated by Monte Carlo MCNP5v1.2 code for reactor multiplication calculation of pebble-bed fuel containing UO2 TRISO for RGTT200K. Overall results of nuclear data processing with SIGACE code are relatively good. While the results of validation based on reactor multiplication calculations (SIGACE/NJOY99.v364) are relatively small differences (maximum around ± 0.75%) for all high temperatures processed. Therefore we can conclude that generation of high temperature continuous energy nuclear data library (ACE-file) with SIGACE code can be used if there are not available nuclear data processing code such as NJOY andevaluated Nuclear Data Files (ENDFs). Keywords: nuclear data processing, ACE-file, SIGACE, NJOY, MCNP/MCNPX PENDAHULUAN NDF (Evaluated Nuclear Data Files) Emerupakan kumpulan file data nuklir terevaluasi yang tidak dapat digunakan secara langsung dalam perhitungan neutronik fisika reaktor atau perhitungan-perhitungan lainnya. File data tersebut untuk dapat digunakan dalam perhitungan neutronik dengan program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX (1), harus terlebih dahulu diproses atau diolah sedemikian rupa sehingga menjadi pustaka tampang lintang data nuklir neutron energi kontinu yang dapat dipakai oleh program Monte Carlo tersebut. File ENDF terbaru yang ada sekarang ini adalah ENDF/B- VII (2), JENDL-4 (3), JEFF-3.1 (4), CENDL-3.1 (5) dan lainnya. Dewasa ini program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX merupakan salah satu

2 Suwoto, dkk. 83 program komputer yang banyak digunakan dalam berbagai perhitungan, salah satuya adalah untuk menyelesaikan permasalahan transportasi/interaksi neutron pada reaktor temperatur tinggi, sehingga membutuhkan pustaka data nuklir energi kontinu pada temperatur tinggi juga. Program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat digunakan untuk geometri yang kompleks. Program Monte Carlo MCNP/MCNPX ini memerlukan file pustaka data tampang lintang energi kontinu pada temperatur tertentu yang harus disediakan sesuai dengan material/isotop yang diperlukan dalam perhitungan neutronik fisika reaktor maupun perhitungan lainnya. File pustaka data tampang lintang energy kontinu ini dikenal dengan sebagai ACE-file (A Compact ENDF file). File pustaka data nuklir energi kontinu ini berbentuk pointwise cross-sections yang berisikan semua reaksi antara neutron dan material yang digunakan seperti, tampang lintang total, hamburan elastik, hamburan inelastik, fisi, absorpi, tangkapan radiasi dan reaksi lainnya pada temperatur tertentu yang biasanya dinyatakan dalam kt (satuan MeV, Mega electron Volt). Untuk membuat atau menggenerasi pustaka data nuklir (tampang lintang) energi kontinu dalam bentuk ACE-file yang digunakan dalam program transport Monte Carlo MCNP/MCNPX biasanya dilakukan dengan program pengolah data nuklir seperti NJOY. Program pengolah data nuklir NJOY99.v364 dijadikan sebagaiprogram pengolah data standar (pembanding) (6). Program pengolah data nuklir NJOY dapat mengakses secara langsung file ENDF (Evaluated Nuclear Data Files) yang tersimpan pada temperatur mutlak (0K) untuk memproses material pada temperatur tertentu melalui modulmodul yang dimilikinya seperti: MODER, RECONR, BROADR, HEATR, PURR, THERMR, GASPR, dan ACER. Modul ACER merupakan modul keluaran khusus untuk membentuk ACE-file pada temperatur yang dikehendaki melalui modul sebelumnya (BROADR) untuk memprediksi perilaku Doppler pada kondisi operasi tersebut, seperti telah dilakukan pada penelitian sebelumnya (7). Dalam penelitian ini, penulis menggunakan program pengolah data selain NJOY, yaitu program SIGACE (8) yang dapat dimanfaatkan untuk memproses pustaka data nuklir energi kontinu ACE-file yang telah tersedia dalam satu paket program MCNP/MCNPX. ACE-file yang sudah tersedia dalam pustaka tampang lintang energi kontinu program transport MCNP/MCNPX pada temperatur tertentu (biasanya 300K) dapat ditingkatkan temperaturnya lebih tinggi lagi menggunakan program SIGACE tersebut. Program SIGACE dibuat khusus bagi pengguna/user program MCNP/MCNPX yang tidak memiliki program pengolah data nuklir seperti NJOY dan file data nuklir terevaluasi (ENDF) mentah seperti file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4, CENDL-3.1, JEFF-3.1 dan lainnya. Peningkatan temperatur data nuklir energi kontinu dimaksudkan untuk memprediksi sifat dan perilaku tampang lintang pelebaran Doppler pada kondisi temperatur tinggi yang biasa digunakan untuk analisis perhitungan pada reaktor temperatur tinggi.sebagian besar pustaka data nuklir energi kontinu yang biasa digunakan selama ini untuk program MCNP/MCNPX adalah temperatur 300K. Tujuan utama dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan data verifikasi dan validasi pengolahan/generasi pustaka data nuklir energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggi (600K, 900K, 1200K dan 1500K) dengan menggunakan program pengolah data nuklir SIGACE, sehingga dapat digunakan dalam analisis perhitungan neutronik teras RGTT200K yang beroperasi pada temperatur tinggi menggunakan program transport MCNP/MCNPX, bilamana tidak tersedia program pengolah data nuklir seperti program NJOY dan tidak memiliki basis file data nuklir terevaluasi (ENDF). TATA KERJA Dalam makalah ini akan digunakan metodologi pengolahan data nuklir yaitu menggunakan program SIGACE. Data nuklida/isotop yang diproses meliputi uranium, silikon, oksigen, boron dan karbon yang merupakan material utama penyusun dari bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO yang digunakan dalam reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (RGTT200K).Secara lengkap nuklida/isotop beserta nomor identitas material (ID) yang digunakan disajikan dalam Tabel 1. Tabel 1. Data nuklida/isotop yang diproses beserta nomor identitas material (ID) dari beberapa sumber file data nuklir terevaluasi (ENDF) yang tersedia. NUKLIDA ENDF/ /ISOTOP B-VII JENDL-4 JEFF-3.1 CENDL U U Si O B B C Pengolahan data nuklir untuk isotop-isotop tersebut dilakukan dengan program SIGACE pada temperatur operasi 600K, 900K, 1200K dan 1500K. Sedangkan ACE-file yang diproduksi oleh NJOY99.v364 pada temperatur 300K diambil

3 84 Suwoto, dkk. sebagai basis dataa masukan untuk ditingkatkan temperaturnya menggunakan program SIGACE. Korelasi dan konversi temperatur termal dalam cell yang didefinisikann dalam program Monte Carlo MCNP/MCNPX dinyatakan dalam kt dengan satuan MeV dinyatakann dalam hubungan konversi berikut (9) : kt (dalam MeV) = 8,617 x T, dimana T dalam K (Kelvin) = 8,617 x (T + 273,15), dimana T dalam C (Celcius) = 4,787 x T, dimana T dalam R (Reamur) = 4,787 x (T+459,67), dimana T dalam F (Fahrenheit) Proses Pengolahan Dengan Program Sigace Program SIGACE merupakan program komputer yang dirancang khusus untuk membuat/menggenerasi ACE-file temperatur rendah menjadi ACE-file temperatur yang lebih tinggii untuk memprediksi perilaku Doppler pada kondisi temperatur tinggi tersebut. Sehingga program SIGACE ini tidak mengolah/memroses data nuklir dari file ENDF mentah, melainkan dari pustaka tampang lintang neutron energi kontinu (ACE-file) yang telah tersedia (dalam pustaka data nuklir energi kontinu MCNP/MCNPX temperatur 300K yang biasanya diproses menggunakan program NJOY), kemudian diproses untuk membentuk ACE-file pada temperatur yang lebih tinggii lagi. Proses generasi pustaka tampang lintang neutron energi kontinu (ACE-file)temperatur tinggi menggunakan SIGACE dimulaii dari pustakaa data nuklir yang tersedia dalam bentuk ACE-file pada temperatur rendah tertentu (biasanya 300K). ACE- kemudian di konversikan terlebih dahulu ke dalam file pada temperatur rendah tertentu tersebut bentuk format file ENDF menggunakan program ACELST (10), sehingga terbentuk file ENDF temperatur rendah tertentu. Kemudian file ENDF keluaran program ACELST tersebut dijadikan sebagai masukan program SIGMA (11) untuk memperoleh tampang lintang neutron pada temperatur tinggi yang dikehendaki melalui proses doppler broadening cross-section (pelebaran tampang lintang karena efek Doppler) dengan mempertimbangkann perilaku tampang lintang Doppler pada kondisi temperatur tinggi tersebut dengan toleransi kesalahan 0,1%. Keluaran dari program SIGMA1 merupakan file ENDF yang telah diproses untuk temperatur tinggii tertentu, kemudian diproses akhir menggunakan program SIGACE untuk membentuk ACE-file temperatur tinggi yang siap digunakan sebagai pustaka tampang lintang data nuklir neutron energi kontinu energi tinggi untuk program MCNP/MCNPX. Diagram alir proses pengolahan data nuklir menggunakan n program SIGACE disajikan dalam Gambar 1. Gambar 1. Proses Generasi Tampang Lintang Neutron Energi Kontinu ACE-file Temperatur Tinggi Menggunakan n program SIGACE. Verifikasi dan Validasi Hasil Pengolahan Data Nuklir Verifikasi data hasil pengolahan tampang lintang dataa nuklir energi kontinu temperatur tinggii pustaka program Monte Carlo MCNP/MCNPX secara visual/grafis digunakann program COMPLOT-2010 (12). Program COMPLOT merupakan salah satu program pengolah data nuklir dalam paket PREPRO-2010 membandingkan data yang diprosess dengan program NJOY99.v364 (sebagai standar) dengan data hasil pengolahan yang dilakukan dengan program SIGACE. Sedangkan untuk mengetahui validitas data hasil pengolahan pustaka tampang lintang dataa nuklir neutron energi kontinu temperatur tinggii dengan program SIGACE maupun NJOY99.v364, maka dilakukan uji perhitungan nilaii multiplikasii reaktor pada bahan bakar pebble-bed RGTT200K (13) berupa kernel berupa UO2 (kernel partikel berlapis) TRISO dengann spesifikasii mengacu pada desain bahan bakar kernel partikel TRISO dari PBMR (14) (Pebble Bed Modular Reactor) menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Validasi hasil terhadap teras benchmarking reaktor temperatur tinggi belum dapat dilakukan karenaa keterbatasan data yang dimiliki penulis. Bahan bakar kernel partikel berlapis RGTT200K disusun oleh kernel TRISO UO2 dengan diameter 500µm dengan densitas 10,4 gram/cm3 dan pengkayaan 10% (235U) dan impuritas boron pada kernel 4%. Kernel TRISO tersebut dilapisi oleh 4 lapisan yang terdiri atas lapisan karbon berpori (porous carbon buffer) ) yang dapat secaraa visual (grafik) setebal 95µ µm, lapisan piro karbon bagian dalam (Inner Pyrolitic Carbon, IPyC) setebal 40µm, lapisan silikon karbida (SC) setebal 35µm dan lapisan piro karbon bagian luar (Outer Pyrolitic Carbon, OPyC) setebal 40µm. Kernel partikel

4 Suwoto, dkk. 85 berlapis TRISO dengan dengan diameter total 0,92mm sejumlah buah tersebut didispersikan dalam matrik grafit sehingga membentuk bahan bakar bola aktif dengan diamater 5cm dan dilapisi lagi dengan shell grafit bagian luarnya setebal 0,5cm sehingga membentuk bahan bakar bola pebble-bed berdiameter 6cm. Pemodelan geometri dalam program Monte Carlo MCNP5v1.2 untuk bahan bakar pebble-bed dilakukan tanpa pendekatan geometri, sehingga dapat dimodelkan secara eksak dan telah mempertimbangkann heterogenitas ganda (double heterogenity) seperti ditampilkan dalam gambar 2. Bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dimodelkan secaraa eksak 6 zona yang terdiri dari zona: 1-kernel, 2-lapisan penyangga, 3-lapisan pirokarbon dalam, 4-lapisan silikon karbida, 5- lapisan pirokarbon luar dan 6-matrik grafit. Satu kernel berlapis TRISO dimasukan dalam sel kisi kubikk sederhana (SC, Simple Cubic), kemudian kisi SC yang berisi kernel TRISO ini didispersikan dalam bahan bakar pebble-bed sehingga membentuk bola bahan bakar pebble-bed berdiameter 6 cm. Gambar 2. Pemodelan bahan bakar pebble yang berisi kernel TRISO UO2 dalam kisi SC (Simple Cubic). HASIL DAN PEMBAHASAN Telah diproses 7 (tujuh) nuklida/ /isotop untuk menggenerasi (membangkitkan) ACE-file material penyusunn bahan bakar partikel berlapis TRISO UO2 untuk RGTT200K dari file data nuklir yang tersedia yaitu ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF- SIGACE pada temperatur tinggii yaitu 600K, 900K, 3.1 dan CENDL-3.1 menggunakan program 1200K dan 1500K. Sedangkan pengolah data nuklir NJOY99.v364 (sebagai standard pembanding) menggenerasiace-file pada temperatur 300K, 600K, 900K, 1200K dan 1500K. Sebagai dasar inputan program SIGACE digunakan ACE-file yang diproduksi NJOY99.v364 pada temperatur 300K. Data ACE-file yang telah diproses dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 beserta nomor ID material untuk temperatur 900K dengan kode ZAID prefix xxxxx.90c disajikan pada Tabel 2. Sedangkan ACE-file untuk temperatur lainnya yaitu 300K, 600K, 1200K dan 1500K masing- xxxxx.06c, xxxxx.12c dan xxxxx.15c. masing menggunakan kode prefix xxxxx.03c, Tabel 2. Data ACE-file yang telah diprosess dengan SIGACE dan NJOY99.v364 beserta kode ZAID prefix material (xxxxx.90c) pada temperatur 900K. NUKLIDA/ ENDF/B-JENDL-4 JEFF-3.1 CENDL- ISOTOP U U Si O B B C VII Verifikasi Hasil Pengolahan Data Nuklir Hasil verifikasii pengolahann data nuklir dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 dilakukan secara visual/grafis menggunakan n program COMPLOT Program bantu COMPLOT-2010 merupakan salah satu program plotting untuk membandingkan file format ENDF yang satu dan file format ENDF yang lainnya. Program COMPLOT-2010 merupakan salah satu program dalam paket PREPRO yang dapat secara visual membandingkan data yang diprosess dengan program NJOY99.v364 (sebagai standar pembanding) dengan data hasil pengolahan yang dilakukan dengan program SIGACE. Beberapa gambar berikut (Gambar 3 s/d Gambar 7) merupakan hasil verifikasi visual dari program COMPLOT-2010 yang merupakan hasil pengolahan data nuklir menggunakan program SIGACE dan NJOY99.v364 beserta rasio perbedaannya dari file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1 dan CENDL-3.1. Secara umum nampak bahwaa padanuklida/isotop yang ringan terlihat padaa Gambar 3 dan Gambar 4 rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 relatif kecil (±6,338% pada 12C energi 3 MeV file JENDL-4 temperatur 1200K). Untuk nuklida/isotop dengan berat molekul sedang (28Si) terlihat rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 relatif besar (±76,45% pada energi 1 MeV untuk 28Si temperatur 900K file CENDL-3.1), seperti ditampilkan pada Gambar 5. Rasio perbedaan tampang lintang yang teramati cukup relatif besar untuk isotop dengan berat molekul ringan (11B dan 12C) dan sedang (28Si) seperti padaa Gambar 3, 4 dan 5 terjadi pada daerah neutron energi tinggi (fast neutron) yaitu energi neutron di atas 1 MeV, sehingga secara teoritis tidak akan berpengaruh secara signifikan terhadap perhitungann neutronik padaa reaktorr yangmempunyai spektrum neutron termal (di bawah 4eV), seperti pebble-bed padaa RGTT200K ini.

5 86 Suwoto, dkk. Gambar 3. Rasio tampang lintang energi temperatur 1500K. kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 11B ENDF/B-VII padaa Gambar 4. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 12C JENDL-4 pada temperaturr 1200K Gambar 5. Rasio tampang lintang energi temperatur 900K kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 28Si CENDL-3.1 padaa

6 Suwoto, dkk. 87 Gambar 6. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 235U JEFF-3.1 temperaturr 1500K Gambar 7. Rasio tampang lintang energi kontinu SIGACE/NJOY99.v364 untuk 238U CENDL-3.1 padaa temperatur 900K. Sedangkann untuk nuklida/isotop yang berat teoritis perbedan ini juga tidak terlalu signifikann (235U) terlihat pada Gambar 6 rasio perbedaan tampang lintang energi kontinu SIGACE terhadap NJOY99.v364sebesar ±20,55% pada 235U file JEFF-3.1 temperatur 1500K di energi 2 kev). memberikan perbedaan hasil dalam perhitungann neutronik fisika reaktor energi termal. Sehingga secaraa umum, walaupun dalam Gambar 3 sampai Gambar 7 tampak beberapaa Untuk nuklida/isotop 238U rasio perbedaan perbedaan (rasio perbedaan yang relatif cukup tampang lintang energi kontinu SIGACE terhadap NJOY99.v364sebesar ±16,21% pada 235U file besar) dalam hasil pengolahan data antara program SIGACE dan NJOY99.v364, namun data hasil CENDL-3.1 temperatur 900K di energi 10 kev), pengolahan tersebut masih menghasilkan dataa seperti tampak padaa Gambar 7. Demikian juga rasio perbedaan tampang pengolahan yang valid khususnya pada daerah neutron energi termal (sampai ± 4eV), karenaa lintang untuk isotop berat yang merupakan bahan fisil (235U) dan bahan fertil ( 238U) relatif tidak perbedaan tampang lintang yang teramati terjadi pada daerah neutron energi epitermal (di atas 1 lebih besar dibanding isotop sedang, dan kev) dan pada daerah energi yang lebih tinggi lagi perbedaannya juga terjadi pada energi di atas 2 kev (fast neutron) di atas 1 MeV. (di daerah energi epitermal), sehingga secara

7 88 Suwoto, dkk. Gambar 8. Hasil validasi pengolahan dataa nuklir dengan program SIGACE dan NJOY99.v364 padaa perhitungan nilai multiplikasi reaktor bahan bakar pebble-bed RGTT200K menggunakan n MCNP5v1.2. Validasi Hasil Pengolahann Data Nuklir temperatur yang lebih tinggi (600K, 900K, 1200K dan 1500K) menggunakan program SIGACE. Validasi ACE-file yang telah diproses Secara mum hasil pengolahan data tampang menggunakan program SIGACE maupun dengan lintang neutron energi kontinu temperatur tinggii NJOY99.v364 dilakukan pada perhitungann nilai menggunakan program SIGACE memberikan hasil multiplikasi reaktor pada bahan bakar pebble-bed uji validasi nilai multiplikasi reaktor pada pebble- yang berisi bahan kernel partikel berlapis TRISO bed RGTT200K dengann kesesuaian yang tinggii UO2 dengan densitas 10,4 gram/cm3, pengkayaan menggunakan MCNP5v1.2. Untuk seluruh prosess (235U/235U+238U)10% menggunakan program pada temperatur tinggi yaitu 600K, 900K, 1200K transport Monte Carlo MCNP5v1.2. Hasil validasi dan 1500K memberikan perbedaan nilaii dari masing-masingg file data nuklir yang digunakan multiplikasii reaktor (SIGACE/NJOY99.v364) dengan program SIGACE dan pengolah data nuklir relatif cukup kecil di bawah ±0,75%. NJOY99.v364 disajikan dalam Gambar 8. Sehingga generasi pustaka tampang lintang Tampak dalam Gambar 8 tersebut bahwa neutron energi kontinu (ACE-file) temperatur tinggii hasil validasi pengolahan data nuklir dengan untuk program Monte Carlo MCNP/MCNPX dapat program SIGACE dan NJOY99.v364 untuk dilakukan dengan program SIGACE, bilamanaa temperatur 600K, 900K, 1200K dan 1500K tidak tersedia file data nuklir terevaluasi ENDF dan masing-masing memberikan perbedaan nilai program pengolah data nuklir seperti NJOY. multiplikasi reaktor pada pebble-bed RGTT200K maksimum ±0,40% %; ±0,75%; ±0,75% dan ±0,40%. UCAPAN TERIMA KASIH Sehingga secara keseluruhan hasil validasi Penulis mengucapkan terima kasih yang memberikan perbedaan nilai multiplikasi reaktor tak terhingga kepada Dr. Ir. M. Dhandhang maksimum sekitar ±0,75% yang menunjukkan Purwadi, atas bimbingan, saran dan motivasi serta bahwaa program SIGACE dapat digunakan untuk rekan-rekann Bidang Pengembangan Reaktor- menggenerasi tampang lintang energi kontinu pada PTRKN atas dukungan semangat dalam penulisann temperatur yang lebih tinggi, bila tidak mempunyai makalah ini.ucapan terima kasih juga kami program pengolah data nuklir seperti NJOY dan sampaikan kepada pihak lainnya yang membantu basis file data nuklir terevaluasi (ENDF). dalam penyempurnan penulisan makalah ini. KESIMPULAN DAFTAR PUSTAKA Generasi pustaka tampang lintang neutron 1. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP A energi kontinu (ACE-file) yang telah tersedia pada General Monte Carlo N-Particle Transport temperatur rendah (300K) dapat diproses untuk

8 Suwoto, dkk. 89 Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory report LA-UR (April 2003). 2. CHADWICK, M.B, ET.AL: "ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear Data Sheets, 102, 2931 (2006). 3. SHIBATA, K., ET.AL: "JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering," Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 48, 1 (2011). 4. OECD/NEA Data Bank, "The JEFF-3.1 Nuclear Data Library", JEFF Report 22, OECD/NEA Data Bank (2009). 5. ZHIGANG, Ge, ET.AL: "The Updated Version of Chinese Evaluated Nuclear Data Library (CENDL-3.1)", Proc. International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, Jeju Island, Korea, April 26-30, MAC FARLANE, R.E., MUIR, D.M., NJOY- 99.0: Code System for Prooducing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data, Los Alamos National Laboratory, PSR-480, SUWOTO, ZUHAIR, MAMAN MULYAMAN, Pengolahan Data Nuklir Temperatur Tinggi Untuk Pustaka Energi Neutron Kontinu Program MCNP/MCNPX, Prosiding PPI-PDIPTN, Yogyakarta, 19 Juli SHARMA, A. S.,GANESAN, A., TRKOV, A., The SIGACE Package for Generating High Temperature ACE Files User Manual, IAEA- NDS-212, 17 Januari DENISE B. PELOWITZ (Ed), MCNPX User s Manual Versi 6.0, LA-CP , April TRKOV, A., ACELST: code for conversion from ACE-file to ENDF format, December DERMOTT, E. CULLEN Dermot R. Cullen, SIGMA1-2010: Doppler Broaden Evaluated Nuclear Data Filesin the ENDF/B Format, a part of PREPRO-2010 codes: ENDF-6 Preprocessing Codes, Technical report IAEA- NDS-39 (Rev.14), International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 31 October DERMOTT, E. CULLEN, COMPLOT-2010: Compare ENDF/B Plots of Reaction Data, a part of PREPRO-2010 codes: ENDF-6 Preprocessing Codes, Technical report IAEA- NDS-39 (Rev.14), International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 31 October PURWADI, M. D., Desain Konseptual Sistem Reaktor Daya Maju Kogenerasi Berbasis RGTT, Prosiding Seminar Nasional ke-16 tentang Teknologi Keselamatan PLTN dan Fasilitas Nuklir,Surabaya, 28 Juli KOSTER, A., MATZNER, H.D., NICHOLS, D.R., PBMR Design for the Future, Journal of Nuclear Engineering and Design, 222: , TANYAJAWAB Suparman Mohon dijelaskan perbedaa, kelemahan dan keunggulan dari masing-masing program NJOY dan SIGACE. Dari sisi efisiensi (waktu prosesing) lebih baik yang mana? Suwoto Perbedaan utama pengolahan data nuklir menggunakan program NJOY harus dilakukan dari awal atau dasar menggunakan database file ENDF yang tersedia seperti ENDF/B-VII, JENDL-4 dll untuk mendapatkan file ACE pada temperatur yang dikehendaki. Sedangkan untuk program SIGACE harus tersedia dulu file ACE dan tidak harus mempunyai file ENDF maupun program NJOY. Program SIGACE lebih sederhana dibandingkan program NJOY Proses pengolahan data nuklir menggunakan program NJOY memakan waktu yang lebih lama dibandingkan dengan SIGACE. Program NJOY memakan waktu yang lebih lama karena prosesnya dari database awal (file ENDF seperti ENDF/B-VII, JENDL-4 dll). Untuk program SIGACE membutuhkan waktu proses sangat cepat karena tidak mulai dari awal (database ENDF) sehingga lebih efisien. Damunir Bagaimana karakteristik yang diperbolehkan untuk bahan kernel UO2 dengan lapisan TRISO sebagai bahan bakar HTR? Suwoto Sebenarnya pengolahan data nuklir ini dapat dikembangkan tidak hanya untuk reaktor HTGR saja, melainkan dapat digunakan untuk seluruh reaktor tinggal menyesuaikan data nuklir (nuklida/isotop) yang digunakan. Karakteristik bahan bakar kernel dengan lapisan TRISO ini pada penelitian ini tidak dilakukan secara khusus.

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR Suwoto

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

Lebih terperinci

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 PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR DAN MODERATOR TERAS RGTT200K

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

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER PARTIKEL TRISO REAKTOR TEMPERATUR TINGGI

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

Lebih terperinci

STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K

STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K Hery Adrial, dkk. ISSN 0216-3128 41 STUDI KOMBINASI KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE DALAM DESAIN RGTT200K Hery Adrial, Piping Supriatna, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK

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

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

EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K

EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K EFEK FRAKSI PEBBLE DALAM PERHITUNGAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DOPPLER RGTT200K Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No 80, Serpong, Tangerang 15310 heryadrial@yahoo.co.id

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT

EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 47 EFEK MODEL KISI HEKSAGONAL DALAM PERHITUNGAN FAKTOR MULTIPLIKASI BAHAN BAKAR RGTT Suwoto, Zuhair, Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Kawasan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED

STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED STUDI OPTIMASI MODERASI NEUTRON DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong Tangerang

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor

Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor Ginanjar 1,a), M. Nurul Subkhi 2,b), Dwi Irwanto,c) dan Topan Setiadipura,d) 1,2 Laboratorium Fisika Nuklir dan Energi, Kelompok Keilmuan

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 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

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

Sigma Epsilon, ISSN

Sigma Epsilon, ISSN VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR BAHAN BAKAR RGTT200K KONDISI TUNAK Sudarmono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN.

STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED. Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN. STUDI PEMODELAN DAN PERHITUNGAN TRANSPORT MONTE CARLO DALAM TERAS HTR PEBBLE BED Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Abatrak Konsep sistem energi VHTR baik yang berbahan bakar pebble

Lebih terperinci

PEMODELAN NEUTRONIK BAHAN BAKAR HTR. Topan Setiadipura *

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

Lebih terperinci

Studi Kritikalitas VHTR Prismatik Sebagai Fungsi Radius Bahan Bakar Kompak dan Kernel (Fajar Arianto, Suwoto, Zuhair)

Studi Kritikalitas VHTR Prismatik Sebagai Fungsi Radius Bahan Bakar Kompak dan Kernel (Fajar Arianto, Suwoto, Zuhair) STUDI KRITIKALITAS VHTR PRISMATIK SEBAGAI FUNGSI RADIUS BAHAN BAKAR KOMPAK DAN KERNEL STUDY ON PRISMATIC VHTR CRITICALITY AS A FUNCTION OF FUEL COMPACT AND KERNEL RADIUS Fajar Arianto Departemen Fisika

Lebih terperinci

EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN

EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Boron

Lebih terperinci

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

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

J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE

J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE J. Sains Dasar (2012) 1(1) 7-17 STUDI PERHITUNGAN HTR PEBBLE-BED DENGAN BERBAGAI MODEL KISI KERNEL DAN KISI PEBBLE (Study on HTR Pebble-Bed Calculation Using Various Model of Kernel and Pebble Lattices)

Lebih terperinci

STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10

STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10 Studi Model Benchmark MCNP6 Dalam Perhitungan p-issn: 1410-6957, e-issn: 2503-5029 http://ganendra.batan.go.id STUDI MODEL BENCHMARK MCNP6 DALAM PERHITUNGAN REAKTIVITAS BATANG KENDALI HTR-10 STUDY ON MCNP6

Lebih terperinci

INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K

INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K Investigasi Parameter Bahan Bakar Pebble dalam Perhitungan Teras Thorium RGTT200k ISSN 1411 3481 (Zuhair) ABSTRAK INVESTIGASI PARAMETER BAHAN BAKAR PEBBLE DALAM PERHITUNGAN TERAS THORIUM RGTT200K Zuhair

Lebih terperinci

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA Zuhair, Suwoto, Hery Adrial Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR

Lebih terperinci

PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS

PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS ISSN 1411 240X Pemodelan Teras Untuk Analisis... (Zuhair) PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor

Lebih 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

Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan Bakar Kernel

Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan Bakar Kernel ISSN:2089 0133 Indonesian Journal of Applied Physics (2012) Vol.2 No.2 halaman 146 Oktober 2012 Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed Sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan

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 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

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K.

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K. ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS Sumijanto Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd 80 Serpong Tangsel 15310 Tlp: 021

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Suwoto dan Zuhair

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Suwoto dan Zuhair ABSTRAK ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5 Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) BATAN Kawasan PUSPIPTEK, Gd. 80, Serpong, Tangerang Selatan, 15310

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

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

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

Lebih terperinci

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri

Lebih terperinci

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO

ANALISIS SENSITIVITAS KETEBALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT200K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Volume 16, Nomor 2, Desember 214 ANALISIS SENSITIVITAS KETEALAN REFLEKTOR GRAFIT TERAS RGTT2K MENGGUNAKAN PERHITUNGAN MONTE CARLO Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan

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

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL

ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Suwoto, Hery Adrial, Topan Setiadipura, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih 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

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

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE Ralind Re Marla 1), Yohannes Sardjono 2) dan Supardi 1) 1) Jurusan Fisika Fakultas

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K ABSTRAK

ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K ABSTRAK ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H 2 DALAM PENDINGIN RGTT200K Sumijanto, Sriyono, Ign.Djoko Irianto, Arifal Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS

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

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

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

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE

ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528-0473 ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE Suwoto, Hery Adrial, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN Kawasan

Lebih terperinci

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

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36

Lebih terperinci

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS ISSN 1411 240X Analisis Efek Kecelakaan Water Ingress Terhadap... (Zuhair) ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS TERHADAP REAKTIVITAS DOPPLER TERAS RGTT200K Zuhair, Suwoto Pusat Teknologi dan Keselamatan

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

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

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

Lebih terperinci

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 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

Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K

Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K Analisis perpindahan panas solid material RGTT200K Sudarmono Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN Gedung 80, Kawasan PUSPIPTEK, Serpong, Tangerang 15310 e-mail: smonomono2003@yahoo.com

Lebih terperinci

Spesifikasi 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 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 terperinci

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI

Lebih terperinci

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

VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

Lebih terperinci

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

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

Lebih terperinci

ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI

ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang

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

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA

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

Lebih terperinci

BAB III 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

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

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. 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 KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K

ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310 Telp./Fax:

Lebih terperinci

ANALISIS TERMODINAMIKA UNTUK OPTIMASI SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K

ANALISIS TERMODINAMIKA UNTUK OPTIMASI SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K ISSN 0-8 Ign. Djoko Irianto ANALISIS TERMODINAMIKA UNTUK OPTIMASI SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT00K Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang

Lebih terperinci

Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10

Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10 Jurnal Matematika & Sains, Agustus 2012, Vol. 17 Nomor 2 Studi Model Heksagonal MCNP5 Dalam Perhitungan Benchmark Fisika Teras HTR-10 Zuhair, Suwoto, dan Piping Supriatna Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 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

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

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

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP

PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK PENGEMBANGAN KODE UNTUK

Lebih terperinci

Proposal Kunjungan Riset

Proposal Kunjungan Riset Proposal Kunjungan Riset Kajian Desain dan Analisis Keselamatan Pebble Bed Reactor menggunakan Sistem Perangkat Lunak PEBBED Diajukan oleh Dr. Eng. Topan Setiadipura, M.Si. Pusat Teknologi dan Keselamatan

Lebih terperinci

Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola

Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola Jurnal Penelitian Sains Volume 15 Nomer 1(B) 15104 Studi Desain Neutronik Perangkat Kritik Reaktor Temperatur Tinggi Berbahan Bakar Bola Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Indonesia

Lebih terperinci

Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron

Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 2(B) September 2012 Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron Zuhair Pusat Teknologi

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

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014 Pontianak, 19 Juni 2014 OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Ign. Djoko Irianto, Sri Sudadiyo, Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi dan

Lebih terperinci

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

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

Lebih terperinci