Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI
|
|
- Suryadi Hermawan
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 M SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET SURAKARTA Juni, 2015
2 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 M SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SEBELAS MARET SURAKARTA Juni, 2015
3 ii
4 PERNYATAAN Dengan ini saya menyatakan bahwa isi intelektual Skripsi saya yang berjudul 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) adalah hasil kerja saya dan sepengetahuan saya hingga saat ini. Skripsi tidak berisi materi yang telah dipublikasikan atau ditulis oleh orang lain atau materi yang telah diajukan untuk mendapatkan gelar kesarjanaan di Universitas Sebelas Maret atau di Perguruan Tinggi lainnya kecuali telah dituliskan di daftar pustaka. Skripsi ini dan segala bentuk bantuan dari semua pihak telah ditulis di bagian ucapan terimakasih. Isi Skripsi ini boleh dirujuk atau difotokopi secara bebas tanpa harus memberitahu penulis. Surakarta, 15 Juni 2015 Susanti iii
5 MOTTO Kegagalan hanya terjadi bila kita menyerah ( Lessing ) Orang yang tidak pernah membuat kesalahan adalah orang yang tidak pernah mencoba hal baru (Albert Einstein) Orang-orang yang sukses telah belajar membuat diri mereka melakukan hal yang harus dikerjakan ketika hal itu memang harus dikerjakan, entah mereka menyukainya atau tidak (Aldus Huxley) iv
6 PERSEMBAHAN Dengan penuh rasa syukur kepada Allah SWT, karya ini saya persembahkan kepada : 1. Ibu, bapak, Kakak serta saudara kembaran saya Sehati yang selalu memberikan dukungan serta doa demi kelancaran kuliah dan tugas akhir saya. 2. Bapak Azizul Khakim dan Bapak Arif Isnaeni dari BAPETEN yang telah bersedia membimbing, berbagi ilmu dan memberikan pelatihan mengenai software MCNP. 3. Bu Riyatun, Bapak Suharyana beserta tim riset fisika nuklir dan medis yang telah berbagi ilmu dan pengalaman. 4. Pembimbing akademik, Bapak Budi Legowo yang selalu memberikan arahan dan dorongan. 5. Seluruh teman-teman Fisika FMIPA UNS angkatan Adik-adik fisika angkatan 2012, 2013 dan v
7 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) SUSANTI Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sebelas Maret ABSTRAK Telah dilakukan simulasi neutronik pengaruh variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat terhadap nilai k eff AHR dengan software MCNP5. Teras AHR berbentuk silinder tinggi 122 cm, diameter 56 cm, terbuat dari Stainless Steel-304 setebal 3 cm. Bagian luar tangki adalah reflektor beryllium setebal 30 cm. Bahan bakar dalam tangki berupa larutan setinggi 20 cm. Konsentrasi divariasikan dari (50 600) gu/l dengan kenaikan 50 gu/l. Variasi pengayaan 235 U adalah 5%, 19,75% dan 90%. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pada pengayaan 5%, reaktor dalam kondisi subkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai k eff < 1. Pada pengayaan 19,75%, kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gu/l dengan nilai k eff 1,0102(4), sedangkan larutan uranil sulfat pada konsentrasi 250 gu/l dengan nilai k eff 1,0133(5). Pada pengayaan 90%, reaktor dalam kondisi superkritis untuk kedua bahan bakar dengan nilai k eff > 1. Pada pengayaan maksimum IAEA (19,75%), penggunaan bahan bakar bakar uranil sulfat lebih menguntungkan daripada bahan bakar uranil nitrat ditinjau dari segi kritikalitas reaktor. Kata kunci: AHR, pengayaan, MCNP5 vi
8 Effect of Various Uranium s Concentration in Uranyl Nitrate ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) and Uranyl Sulfate (UO 2 SO 4 ) fuel to Criticality Value of Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) SUSANTI Physics Department, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Sebelas Maret University ABSTRACT Investigation of neutronic simulations the effect of various uranium s concentration in uranyl nitrate and uranyl sulfate fuel to criticality AHR using MCNP5 software has been done. Core AHR cylindrical 122 cm high, 56 cm diameter, made of Stainless Steel cm thick. The outside of the tank is 30 cm thick beryllium reflector. The fuel in the tank in the form of a solution as high as 20 cm. Concentration varied from (50 600) gu/l with an increase of 50 gu/l. Variation of 235 U enrichment are 5%, 19,75% and 90%. The simulation results indicate at 5% enrichment, reactor in subcritical conditions for both fuels with a value of k eff < 1. At 19,75% enrichment, a critical condition has been achieved uranyl nitrate solution at a concentration of 300 gu/l with a value of k eff 1,0102(4), while the uranyl sulfate solution at a concentration of 250 gu/l with a value of k eff 1,0133(5). At the 90% enrichment, reactor in a supercritical conditions for both fuels with a value of k eff > 1. At maximum enrichment IAEA (19,75%), use of uranyl sulfate fuel is more profitable than uranyl nitrate fuel in aspect criticality of the reactor. Keywords: AHR, enrichment, MCNP5 vii
9 KATA PENGANTAR Puji syukur kepada Alloh SWT atas segalanya sehingga penulis dapat menyelesaikan penulisan skripsi ini. Skripsi yang penulis susun sebagai bagian dari syarat untuk mendapatkan gelar Sarjana Sains ini penulis beri judul 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). Dapat menyelesaikan skripsi ini adalah suatu kebanggaan bagi saya setelah sekitar dua semester penulis berjuang untuk menyelesaikan skripsi ini tepat waktu. Dengan segala suka dan duka yang dialami, pada akhirnya skripsi ini dapat diselesaikan. Oleh karena itu, penulis ingin menyampaikan terimakasih kepada: 1. Drs. Suharyana, M.Sc. selaku pembimbing I yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai. 2. Dr. Azizul Khakim, S.T., M.Eng. selaku pembimbing II yang senantiasa membimbing hingga skripsi ini dapat selesai. 3. Segenap dosen dan staf Jurusan Fisika yang telah banyak membantu dan memberikan bimbingan selama perkuliahan. 4. Kedua orang tua dan keluarga besar, atas doa dan segala bantuannya sejak penulis menjadi mahasiswa hingga akhirnya bisa menyelesaikan skripsi ini. 5. Teman-teman grup riset fisika nuklir dan medis Khodijah Amini, Octaviana dan Poundra Setiawan yang senantiasa bertukar ilmu. Semoga Tuhan membalas jerih payah dan pengorbanan yang telah diberikan dengan balasan yang lebih baik. Penulis menyadari akan banyaknya kekurangan dalam penulisan skripsi ini. Namun demikian, penulis berharap semoga karya kecil ini bermanfaat. Surakarta, 15 Juni 2015 viii Susanti
10 HALAMAN PUBLIKASI No. Judul Penulis Jenis Publikasi 1. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO 2 (NO 3 ) 2 ) Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Susanti, Suharyana, Azizul Khakim dan Arif Isnaeni Repository Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret. Reactor (AHR) 2. Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat dan Uranil Sulfat Terhadap Nilai k eff Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Susanti, Suharyana, Riyatun, Azizul Khakim dan Arif Isnaeni Seminar Nasional IPTEK Nuklir Dasar dan Terapan 2015, BATAN, Yogyakarta, 9 Juni 2015 (Oral Presentation) ix
11 DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... HALAMAN PENGESAHAN... HALAMAN PERNYATAAN... HALAMAN MOTTO... HALAMAN PERSEMBAHAN... HALAMAN ABSTRAK... HALAMAN ABSTRACT... KATA PENGANTAR... HALAMAN PUBLIKASI... DAFTAR ISI... DAFTAR TABEL... DAFTAR GAMBAR... DAFTAR SIMBOL... DAFTAR LAMPIRAN... BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang Batasan Masalah Perumusan Masalah Tujuan Penelitian Manfaat Penelitian... BAB II TINJAUAN PUSTAKA Neutron Reaktor Nuklir Generator Neutron Interaksi Neutron dengan Materi Reaksi Hamburan (Scattering) Hambuaran Lenting Sempurna (Elastis) Reaksi Hamburan Tak Lenting (Inelastis) Reaksi Serapan (Absorption) Reaksi produksi neutron Radiative Capture Particle Ejection Fission Densitas Bahan Bakar Kebolehjadian Interaksi Inti Terhadap Neutron (Cross Section) Tampang Lintang Mikroskopik (σ) Tampang Lintang Makroskopik (Σ) Parameter Neutronik Reaktor Faktor multiplikasi (k eff ) Reaktivitas (ρ) Perkembangan Reaktor AHR Reaktor Homogen commit Pertama to... user x Halaman i ii iii iv v vi vii viii ix x xiii xiv xvi xvii
12 Perkembangan Terakhir MIPR Aspek Dalam Desain AHR Bahan Bakar Larutan Bahan Bakar Uranil Sulfat (UO 2 (SO 4 )) Larutan Bahan Bakar Uranil Nitrat (UO 2 (NO 3 ) 2 ) Larutan Bahan Bakar Uranil Fluorid (UO 2 F 2 ) Desain Teras Reaktor Batang Kendali Moderator dan Reflektor Sistem Pendingin Sistem Managemen Gas Radioisotop 99m Tc Produksi Radioisotop 99 Mo dari Reaktor Nuklir Produksi Radioisotop 99 Mo dan 99m Tc dari Partikel Akselerator Piranti Lunak Neutronik Monte Carlo N Particle (MCNP) Deskripsi Program MCNP File Input MCNP Perhitungan Kekritisan dalam MCNP Estimator tumbukan (k c eff ) Estimator serapan (k A eff ) Estimator panjang jejak (k TL eff )... BAB III METODOLOGI PENELITIAN Waktu dan Tempat Penelitian Alat dan Bahan Prosedur Penelitian Tahap Persiapan Perhitungan Variasi Konsentrasi pada 3 Pengayaan Pembuatan Model AHR dengan Software MCNP Validasi Input Perhitungan nilai k eff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus Running Inputan AHR Analisa Hasil Output Pengambilan Kesimpulan... BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Model Geometri AHR Validasi Input Hasil Perhitungan Perhitungan Nilai k eff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap Siklus Pengaruh Pengayaan terhadap k eff pada Bahan Bakar Uranil Nitrat Pengaruh Pengayaan terhadap k eff pada Bahan Bakar Uranil Sulfat... xi
13 4.4. Perbandingan Penggunaan Bahan Bakar Terhadap Nilai k eff... BAB V KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan Saran... DAFTAR PUSTAKA... LAMPIRAN xii
14 DAFTAR TABEL Halaman Tabel 2.1. Distribusi energi yang dilepaskan dari reaksi fisi. Tabel 2.2. Massa Atom dari Beberapa Unsur Atom.. Tabel 2.3. Tampang lintang beberapa isotop. Tabel 2.4. Beberapa jenis reaktor AHR Tabel 2.5. Tampang lintang material moderator dan reflektor. Tabel 2.6. Metode produksi radioisotop 99 Mo dan 99m Tc. Tabel 3.1. Parameter teras reaktor Tabel 3.2. Stainless Steel-304 untuk bejana reaktor. Tabel 4.1. Hasil validasi perhitungan nilai k eff dan ρ pada simulasi. Tabel 4.2. Hasil perhitungan nilai k eff dengan variasi jumlah neutron tiap siklus Tabel L2.1. Hasil perhitungan nilai k eff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat... Tabel L2.2. Hasil perhitungan nilai k eff pada variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat Tabel L2.3. Perhitungan reaktivitas (ρ) bahan uranil nitrat.. Tabel L2.4. Perhitungan Reaktivitas (ρ) bakar uranil sulfat... Tabel L2.5. Perhitungan rasio N m /N u pada bahan bakar uranil nitrat... Tabel L2.6. Perhitungan rasio N m /N u pada bahan bakar uranil sulfat... Tabel L2.7. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%... Tabel L2.8. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%... Tabel L2.9. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75%... Tabel L2.10. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75%... Tabel L2.11. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90%... Tabel L2.12. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90%... Tabel L3.1. Listing input AHR penelitian yang divalidasi dibandingkan dengan referensi xiii
15 DAFTAR GAMBAR Gambar 2.1. Skema reaksi fisi berantai... Gambar 2.2. Siklus hidup neutron dalam reaktor nuklir... Gambar 2.3. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap nilai k eff... Gambar 2.4. Peluruhan radioisotop 99 Mo... Gambar 3.1. Cara running dengan Total Commander.... Gambar 3.2. File m.bat sebelum modifikasi... Gambar 3.3. File m.bat setelah modifikasi... Gambar 4.1. Geometri AHR.. Gambar 4.2. Grafik hubungan antara k eff terhadap jumlah neutron tiap siklus Gambar 4.3. Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.4. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%.. Gambar 4.5. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 19,75%. Gambar 4.6. Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 90%. Gambar 4.7. Grafik hubungan antara rasio N m /N u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.8. Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar 4.9. Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%. Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75%.. Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap rasio N m /N u bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 90%... Gambar Grafik hubungan antara rasio N m /N u terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... Gambar Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%, 19,75% dan 90%... xiv Halaman
16 Gambar Grafik hubungan antara k eff terhadap konsentrasi uranium uranil nitrat dan uranil sulfat pada pengayaan (a) 5%, (b) 19,75% dan (c) 90% xv
17 DAFTAR SIMBOL Simbol N ρ A Ᾱ w f a f σ Σ k eff ε L f p L t f η ρ Keterangan Densitas atom Densitas Material Massa atom Massa atom rata-rata Fraksi berat Fraksi atom Tampang lintang mikroskopik Tampang lintang makroskopik Faktor multiplikasi efektif Faktor fisi cepat Faktor ketidakbocoran neutron cepat Probabilitas lolos resonansi Faktor ketidakbocoran neutron thermal Faktor pemakaian neutron thermal Faktor reproduksi Reaktivitas xvi
18 DAFTAR LAMPIRAN Halaman Lampiran 1. Perhitungan Variasi Konsentrasi Lampiran 2. Data Hasil Perhitungan.. Lampiran 3. Listing Inputan AHR xvii
ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: KHODIJAH AMINI M0211043 SKRIPSI Diajukan
Lebih 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 terperinciPENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
Susanti, dkk. ISSN 0216-3128 115 PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Susanti 1, Suharyana 1, Riyatun
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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP USWATUN CHASANAH M0213093 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih 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 terperinciANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10
ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 RADINA QISMA JABAR SASMITA M0213073 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
Lebih terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... x DAFTAR GAMBAR... xiii DAFTAR TABEL... xiv DAFTAR LAMBANG
Lebih terperinciPEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP
PEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP Disusun oleh : BARA WAHYU RAMADHAN M0212021 SKRIPSI PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS
Lebih terperinciYUNITA ANGGRAINI M SKRIPSI. Diajukan untuk memenuhi sebagian. persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN DAN POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA SISTEM SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR 99 Mo PRODUCTION (SAMOP) YUNITA ANGGRAINI M0213102 SKRIPSI Diajukan
Lebih terperinciPOTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)
POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Yunita Anggraini 1), Riyatun 2), Azizul Khakim 3) 1) Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA
Lebih terperinciANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT
ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI FASILITAS PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM PRODUCTION (SAMOP) REAKTOR KARTINI Disusun Oleh : Dian Filani Cahyaningrum M0213023
Lebih terperinciPengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor
Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Cahyo Ridho Prabudi 1, AndangWidiharto 2, Sihana 3 1,2,3 Jurusan Teknik Fisika FT UGM Jln.Grafika 2 Yogyakarta 55281
Lebih 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 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 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 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 terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
Lebih terperinciPENYELESAIAN PERSAMAAN SCHRODINGER TIGA DIMENSI UNTUK POTENSIAL NON-SENTRAL ECKART DAN MANNING- ROSEN MENGGUNAKAN METODE ITERASI ASIMTOTIK
PENYELESAIAN PERSAMAAN SCHRODINGER TIGA DIMENSI UNTUK POTENSIAL NON-SENTRAL ECKART DAN MANNING- ROSEN MENGGUNAKAN METODE ITERASI ASIMTOTIK Disusun oleh : Muhammad Nur Farizky M0212053 SKRIPSI PROGRAM STUDI
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 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 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 I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciPENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS
PENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS Disusun oleh : YUDHA EKA PRATOMO M0209057 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih 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 terperinciANALISIS SPEKTRUM ENERGI DAN FUNGSI GELOMBANG
ANALISIS SPEKTRUM ENERGI DAN FUNGSI GELOMBANG KOMBINASI POTENSIAL MANNING-ROSEN HIPERBOLIK DAN ROSEN-MORSE TRIGONOMETRI DENGAN MENGGUNAKAN METODE HIPERGEOMETRI Disusun oleh : DWI YUNIATI M0209017 SKRIPSI
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 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 terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia merupakan negara kepulauan terbesar di dunia dengan berbagai macam sumber data alam yang terkandung di dalamnya. Eksplorasi dan Eksploitasi dilakukan demi
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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,
Lebih 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 terperinciASPEK SAFEGUARD DAN PROTEKSI FISIK FASILITAS PERANGKAT SUBKRITIK SAMOP
ASPEK SAFEGUARD DAN PROTEKSI FISIK FASILITAS PERANGKAT SUBKRITIK SAMOP S y a r i p, Tegas Sutondo, Y. Sarjono Staf peneliti pada Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) BATAN Yogyakarta Jl.
Lebih terperinciSIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A
SIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A Disusun oleh : POUNDRA SETIAWAN M0211058 SKRIPSI Diajukan untuk
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI
PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA
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 terperinciOPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)
OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :
Lebih terperinciSOLUSI PERSAMAAN SCHRÖDINGER UNTUK KOMBINASI POTENSIAL HULTHEN DAN NON-SENTRAL POSCHL- TELLER DENGAN METODE NIKIFOROV-UVAROV
SOLUSI PERSAMAAN SCHRÖDINGER UNTUK KOMBINASI POTENSIAL HULTHEN DAN NON-SENTRAL POSCHL- TELLER DENGAN METODE NIKIFOROV-UVAROV Disusun oleh : NANI SUNARMI M0209036 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN LAJU DOSIS SERAP MAKSIMUM PESAWAT TELETHERAPY Co-60 DI RSUD DR. MOEWARDI SURAKARTA DENGAN METODE MONTE CARLO FARIDA RAHAYU
SIMULASI PENGUKURAN LAJU DOSIS SERAP MAKSIMUM PESAWAT TELETHERAPY Co-60 DI RSUD DR. MOEWARDI SURAKARTA DENGAN METODE MONTE CARLO Disusun oleh: FARIDA RAHAYU M0210024 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciPENERAPAN PERSAMAAN PROCA DAN PERSAMAAN MAXWELL PADA MEDAN ELEKTROMAGNETIK UNTUK ANALISIS MASSA FOTON
PENERAPAN PERSAMAAN PROCA DAN PERSAMAAN MAXWELL PADA MEDAN ELEKTROMAGNETIK UNTUK ANALISIS MASSA FOTON Disusun oleh: OKY RIO PAMUNGKAS M0213069 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan
Lebih terperinciTUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.
STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi
Lebih 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 terperinciPEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI
PEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI Diajukan kepada Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Negeri Yogyakarta Untuk Memenuhi Sebagian
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 terperinciPERHITUNGAN AKUMULASI MAKSIMUM PU-239 DAN PU-241 PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR
Ikhlas H. Siregar, dkk ISSN 0216-3128 169 PERHITUNGAN AKUMULASI MAKSIMUM PU- DAN PU-241 PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR Ikhlas H. Siregar 1, Suharyana 2, Azizul Khakim 3, Dahman Siregar 4 dan Frida Agung
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 terperinciPENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK
PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma **, Khairina NS *** ABSTRAK PENGEMBANGAN SISTEM
Lebih terperinciBAB 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar
Lebih terperinciANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA
ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA Mohamad Ali Shafii 1,4, Ade Gaffar Abdullah 2,4, Menik Ariani 3,4, S. H. J. Tongkukut 5 1 Jurusan
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM
DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Ada beberapa kategori power/daya yang digunakan, antara lain backbone power, green power dan mobile power. Backbone power adalah sumber energi primer yang selalu tersedia
Lebih 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 terperinciAnalisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 12, No. 3, Juli 2010, hal 85-90 Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Agung
Lebih terperinciDisusun oleh: BETA NUR PRATIWI M SKRIPSI. Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
PENYELESAIAN SIMETRI SPIN PERSAMAAN DIRAC DENGAN POTENSIAL P SCHL-TELLER TERMODIFIKASI DAN POTENSIAL NON-SENTRAL SCARF II TRIGONOMETRIK MENGGUNAKAN ASYMPTOTIC ITERATION METHOD (AIM) Disusun oleh: BETA
Lebih terperinciBAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan
BAB II TEORI DASAR 2.1. Reaksi Nuklir 2.1.1. Pendahuluan Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan produk yang berbeda dari partikel awalnya dikenal dengan istilah reaksi
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih 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 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 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 terperinciPOTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN
POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado
Lebih terperinciSIMULASI PROPAGASI CAHAYA PADA TRANSPARENT CONDUCTIVE OXIDE (TCO) UNTUK APLIKASI DYE SENSITIZED SOLAR CELLS (DSSC)
SIMULASI PROPAGASI CAHAYA PADA TRANSPARENT CONDUCTIVE OXIDE (TCO) UNTUK APLIKASI DYE SENSITIZED SOLAR CELLS (DSSC) Disusun oleh: ISNAINI LILIS ELVIYANTI M0211037 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciIDENTIFIKASI SUMBER AIR TANAH DALAM BERDASARKAN ANALISIS DATA RESISTIVITAS DI DAERAH BANDARA ADI SOEMARMO, SOLO, JAWA TENGAH
1 IDENTIFIKASI SUMBER AIR TANAH DALAM BERDASARKAN ANALISIS DATA RESISTIVITAS DI DAERAH BANDARA ADI SOEMARMO, SOLO, JAWA TENGAH Disusun Oleh : CAGA SETIA M0207031 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciPENGARUH KONSENTRASI URANIL SULFAT TERHADAP KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) SKRIPSI
PENGARUH KONSENTRASI URANIL SULFAT TERHADAP KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) SKRIPSI Untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Program studi Fisika diajukan oleh: Maslihatun
Lebih terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciStudi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed
Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Zuhair Abstrak: HTR pebble bed adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar pebble dan berpendingin gas helium dengan teras densitas
Lebih 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 terperincidiajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN
Lebih terperinciDisusun Oleh : DYAH AYU DIANAWATI M SKRIPSI. Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
PENYELESAIAN PERSAMAAN DIRAC UNTUK POTENSIAL SENTRAL ECKART PLUS HULTHEN DENGAN KOMBINASI POTENSIAL HYLLERAAS LIKE TENSOR TERMODIFIKASI PADA SPIN SIMETRI MENGGUNAKAN METODE POLINOMIAL ROMANOVSKI Disusun
Lebih terperinciKARAKTERISASI BAHAN SUPERKONDUKTOR Pb3Sr4Ca3Cu6Ox DENGAN VARIASI SUHU SINTERING MENGGUNAKAN METODE REAKSI PADATAN
KARAKTERISASI BAHAN SUPERKONDUKTOR Pb3Sr4Ca3Cu6Ox DENGAN VARIASI SUHU SINTERING MENGGUNAKAN METODE REAKSI PADATAN Disusun Oleh: EFENDI YUSUF FAJRI M0211023 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan
Lebih terperinciKARAKTERISASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2223 YANG DISINTESIS DENGAN METODE REAKSI PADATAN
KARAKTERISASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2223 YANG DISINTESIS DENGAN METODE REAKSI PADATAN Disusun Oleh : SARI MAHMUDAH M0207057 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana
Lebih terperinciSTUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK
STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED Zuhair, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN
Lebih terperinciHALAMAN PENGESAHAN. Dr. Fahru Nurosyid, S.Si., M.Si
HALAMAN PENGESAHAN Skripsi dengan judul: PERHITUNGAN LAJU DOSIS FOTON PADA PENGOBATAN KANKER OTAK GLIOBLASOMA MULTIFORMIS DENGAN BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY MENGUNAKAN METODE MONTE CARLO Yang ditulis
Lebih terperinciKOEFISIEN 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 terperinciSINTESIS NANOPARTIKEL HEMATITE ( -Fe 2 O 3 ) DENGAN METODE KALSINASI BERBANTUAN GELOMBANG MIKRO
SINTESIS NANOPARTIKEL HEMATITE ( -Fe 2 O 3 ) DENGAN METODE KALSINASI BERBANTUAN GELOMBANG MIKRO Disusun Oleh : EKA YULITA SOFIANA M0206030 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan
Lebih terperinciFITUR DAN ISU KESELAMATAN TERKAIT AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
108 ISSN 0216-3128 Joko Supriyadi FITUR DAN ISU KESELAMATAN TERKAIT AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Joko Supriyadi Direktorat Inspeksi Instalasi dan Bahan Nuklir-BAPETEN Jl. Gajah Mada No. 8, Jakarta
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 terperinciBAB IV HASIL DAN ANALISIS
BAB IV HASIL DAN ANALISIS 4.1. Komposisi Masukan Perhitungan dilakukan dengan menjadikan uranium, thorium, plutonium (Pu), dan aktinida minor (MA) sebagai bahan bakar reactor. Komposisi Pu dan MA yang
Lebih terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
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 terperinciPENGARUH WAKTU DAN POLA PADA PROSES WET ETCHING TERHADAP MORFOLOGI DAN TRANSMITANSI FLUORINE-DOPED TIN OXIDE (FTO)
PENGARUH WAKTU DAN POLA PADA PROSES WET ETCHING TERHADAP MORFOLOGI DAN TRANSMITANSI FLUORINE-DOPED TIN OXIDE (FTO) HALAMAN JUDUL Disusun oleh : SANDY LINDA TRIANA M0212068 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi
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 terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
Lebih terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang I. 1. 1. Pengembangan TAHRMoPS Tc-99m merupakan salah satu radioisotop yang digunakan di aplikasi medis untuk keperluan teknik citra tomografi di kedokteran nuklir
Lebih terperincidiajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202
Lebih 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 terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
Lebih 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 terperinciKAJIAN NUMERIK PENGARUH LUASAN TERHADAP SIFAT MAGNET SUPERKONDUKTOR TIPE II PADA KEADAAN ADA EFEK PROKSIMITAS
KAJIAN NUMERIK PENGARUH LUASAN TERHADAP SIFAT MAGNET SUPERKONDUKTOR TIPE II PADA KEADAAN ADA EFEK PROKSIMITAS Disusun oleh : HENDRA ANGGA YUWONO M01041 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan
Lebih terperinciAPLIKASI METODE GEOLISTRIK RESISTIVITAS KONFIGURASI DIPOLE-DIPOLE UNTUK IDENTIFIKASI POTENSI SEBARAN GALENA (PbS) DAERAH-X, KABUPATEN WONOGIRI
APLIKASI METODE GEOLISTRIK RESISTIVITAS KONFIGURASI DIPOLE-DIPOLE UNTUK IDENTIFIKASI POTENSI SEBARAN GALENA (PbS) DAERAH-X, KABUPATEN WONOGIRI Disusun oleh : Satria Kinayung Tresna Susila M0209047 SKRIPSI
Lebih terperinciPEMODELAN 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 terperinciKALIBRASI ANTARWAKTU PESAWAT TELETERAPI 60 Co DI RSUD Dr. MOEWARDI: PENGUKURAN, PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX
KALIBRASI ANTARWAKTU PESAWAT TELETERAPI 60 Co DI RSUD Dr. MOEWARDI: PENGUKURAN, PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Disusun oleh : UMI KHASANAH M0212080 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
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 terperinciAPLIKASI PENGARSIPAN DATA MAHASISWA PENERIMA DANA KASIH DI UNIVERSITAS SEBELAS MARET
APLIKASI PENGARSIPAN DATA MAHASISWA PENERIMA DANA KASIH DI UNIVERSITAS SEBELAS MARET Tugas Akhir untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Diploma III Program Studi Diploma III Teknik Informatika
Lebih terperinci