ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2"

Transkripsi

1 ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2 Suwoto, Tumpal Pandiangan, Ferhat Aziz Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju -BATAN ABSTRAK ANALISIS DATA TAMPANG LINTANG TOTAL MINIMA NITROGEN-J4 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2. Te/ah di/akukan uji integral tampang /intang neutron untuk nitrogen-/4 yang terkandung pada file data nuk/ir JENDL-3.2. Analisis perhitungan didasarkan pada percobaan Broomstick ORNL-USA yang te/ah di/akukan o/eh MAEKER, R.E. Untuk perbandingan data, te/ah di/akukan ana/isis perhitungan dengan file data nuk/ir /ainnya seperti JENDL-3./. ENDFIB-fl.'. ENDFIB-V/ JaIl juga dellgall JEF2.2. Ilasil perhitungan dengan file data nuk/ir JENDL-3.2 secara integral menunjukkan kesesuaian yang baik dengall hasi/ yang diperoleh dari pengukuran. seperti juga dengan file data nuk/ir ENDFIB-VI. Ter/ihat file data nuk/ir JENDL-3.2 memberikan hasil yang jauh /ebih baik dibanding file data nuk/ir JENDL-3.1. Secara kese/uruhan dapat disimpulkan bahwa tampang /intang total minima nitrogen-/4 yang terkandung pada file data nuk/ir JENDL-3.2 mempunyai kualitas yang baik, walaupun pada daerah energi antara 0.5 Me V dan 0.9 MeV tampang /intang totaltersebut masih terlalu rendah (kira-kira 4 %) dengan minima yang fer/alii da/am. ABSTRACT DATA ANALYSES OF MINIMA TOTAL CROSS-SECTIONS OF NITROGEN-I4 ON JENDL-3.2 NUCLEAR DATA FILE. The integral tests of neutron cross-sections for shielding material such as nitrogen-14 contained in JENDL-3.2 file have been performed. Analyses of tho: calculation for nitrogen-14 was based on the MAEKER's ORNL.Broomstick Experiment at ORNL-USA. For the data comparison, the calculation analyses with JENDL-3.1 file, ENDF/B-IV file. ENDF/B-VI file and JEF2.2 have also been carri~d out. The overall calculation results by using JENDL-3.2 evaluation showed good agreement with the experimental data, as well as those with the ENDF/B.Vl evaluation. In particular, the JENDL-3.2 evaluation gave better results than JENDL-3.1 evaluation and ENDF/B-fV. It was been concluded that the total c~osssections of Nitrogen-l 4 contained in JENDL-3.2 file is was in very good agreement with the experimental results, although the total cross-sections in the energy range between 0.5 MeV and 0.9 Me V on file JENDL- 3.2 was small (about 4% lower), and minima of total cross-secfions was deeper. PENDAHULUAN A Plikasi material nitrogen di bidang teknologi nuklir banyak dijumpai sebagai pendingin pada sistem pelengkap (auxiliary unit) reaktor. Di samping itu juga bisa dipakai sebagai bahan bakar uranium nitrida (UN, U2N3 dan UN3) serta dapat juga digunakan sebagai pendingin gas pada reaktor GCR (Gas Cooled Reactor) yang umumnya dapat memakai gas He, CO2, N2 atau udara. Dalam perhitungan fisika reaktor, keandalan rancangan sangat bergantung pada ketelitian data nuklir yang digunakan din bergantung juga pada metoda perhitungan yang digunakan. Dua syarat tersebut di atas mempunyai keterkaitan antara satu dengan lainnya sehingga dapat menentukan ketelitian perhitungan. Dalam perhitungan perisai radiasi, tamping lintang total dan tamping lintang hamburan material perisai memegang peranan yang sangat penting. Bentuk lembah antara dua resonansi, yaitu tamping lintang minima juga sangat penting untuk diperhitungkan, karena ini menunjukkan faktor kemungkinan untuk meloloskan radiasi. Untuk menguji keandalan file data JENDL- 3.2 khususnya di bidang aplikasi perisai radiasi telah dilakukan uji tam pang lintang total nitrogen-14. Hal tersebut sangat esensial guna mengetahui aplikabilitas nuklida nitrogen-14 dalam file data JENDL-3.2 tersebut. Perhitungan yang dilakukan di sini didasarkan pada hasil percobaan Broomstick di ORNL (Oak Ridge National Laboratory, USA? yang telah dilakukan oleh MAEKER, R.E (1972)[1 yang mempunyai tujuan untuk menyelidiki tampang lintang total minima di daerah energi MeV. Percobaan Broomstick tersebut mempunyai geometri yang sangat bagus serta metode perhitungan yang mudah dilakukan. Percobaan tersebut dirancang sedemikian rupa sehingga sampel ditempatkan pada sumbu yang segaris dengan berkas neutron dari reaktor. Dalam" percobaan tersebut, diukur spektrum neutron cepat yang ditransmisikan melalui sampel silinder dengan diameter 4 inchi. Sam pel ini diiradiasi ol.eh berkas neutron dari Tower Shielding Reactor-II (TSF-II) di ~~., ~._~ Suwoto, dkk ISSN

2 ORNL, USA. Analisis tampang lintang total untuk nitrogen-i4 dilakukan dengan menghitung spektrum neutron yang melewati sampel silinder cair clan dibandingkan dengan spektrum yang diperoleh dati tam pang lintang total point-wise yang terdapat pada file data nuklir JENDL-3.2, JENDL-3.I, ENDF/B- IV, ENDF/B- VI and JEF2.2 yanf dihitung dengan program komputer BROOMST[2,J, METODA PERHITUNGAN Metoda perhitungan yang digunakan adalah analitis mumi, sehingga tidak memerlukan perhitungan transport yang remit. Karena perhitungan dilakukan secara analitis, maka hasil perhitungan Broomstick hanya dipengaruhi oleh tampang lintang total material tersebut. Sehingga hanya informasi mengenai tam pang lintang total saja yang akan diperhatikan. Perhitungan analitis percobaan Broomstick tersebut dapat di!akukan dengan dua langkah sebagai berikut: I. Menentukan spektrum neutron uncollided yang ditransmisikan melalui sam pel. Langkah ini dimaksudkan agar efek tam pang lintang total minima diketahui. 2. Dengan hasil nilai spektrum neutron uncollided yang diperoleh dari langkah pertama, ditentukan spektrum neutron cepat dengan memperhatikan fungsi resolusi sistem spektrometer NE-213 yang digunakan. Perhitungan langkah pertama dilakukan untuk penentuan spektrum neutron uncollided NuncC6E') dengan menggunakan persamaan:[11 NI81C(~E') = LNo(Ei)e.Lr.(E,)tAEi/~E' (1) dim ana : ~in6 No(Ej) : spektrum sumber neutron yang diambil dari nilai percobaan, T : tebal sampel, cm 6E j: interval energi yang umumnya cukup kecil dimana semua struktur tampang lintang minima tercakup dalam hampiran. Pada perhitungan langkah kedua, dengan mengambil hasil perhitungan langkah pertama (spektrum neutron uncol/ided Nunc(6E'),) dan memasukkan fungsi resolusi dari sistem spektrometer NE-213 dengan menggunakan persamaan:(i] N unc (E) = L Nunc (6E ') R(E I ~ E) 6E '(2) E' ISSN 0216.j12g dimana R(E' -.E) adalah gausian yang terpusat pada E', yang merupakan titik tengah dari AE'. Dengan menggunakan harga-harga resolusi energi sistem spektrometer NE-213 yang diperoleh oleh MAEKER, R.E. tersebut, maka R(E' -.E) menjadi(i]; R(E' - -.E) -~ a E' e.0,5 x {(E.E') Xa2i,54820 ]2 (3) dimana a (dalam % energi puncak) adalah harga FWHM (Full Width Half Maximum) pada energi E' yang diperoleh dari data percobaan. '. Untuk melakukan perhitungan tersebut di alas, digunakan program BROOMST yang dapat secara langsung mengakses file data nuklir dengan fom1at ENDF/B. Program BROOMST ini clan subroutine-nya hanya mengakses tampang lintang total fom1at ENDF/B clan data tampang lintang total ini harus diberikan dalam bentuk pointwise yang mempunyai interpolasi linier-linier (LIN-LIN) antara energi clan tampang lintang. Sehingga sebelum perhitungan dilaksanakan, maka data tam pang lintang material tersebut harus droses dengan progr1\m LINEAR!4), RECENyls clan SIGMAI!6), seperti pada Gambar I. Dalam Gambar 1 tersebut, FILE 2 adalah file data yang memuat parameter resonansi yang digunakan untuk menggenerasi tam pang lintang, dan FILE 3 merupakanfile data nuklir yang berisikan hubungan antara tampang lintang clan energi. Program BROOMST ini menghitung harga spektrum neutron yang ditansmisikan dengan menggunakan fungsifungsi yang diberikan untuk spektrum sumber neutron clan resolusi detektor yang diberikan oleh data dari percobaan. Hasil perhitungan 'Broomstick ini kemudian akan dibandingkan dengan data basil percobaan clan dengan file data terevaluasi lainnya. Data ketebalan dan kondisi sampel yang digunakan ditampilkan pada Tabell. Tabel I. Kondisi dan tebal sampel serta jangkauan energi yang digunakan pada percobaan Broomstick nitrogen-14!1 Nuklida Ketebalan Sampel (cm) Kondisi Sampel nitrogen Jangkauan Energi (MeV) HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan yang diperoleh dapat dilihat pad a Gambar 2 dan Gambar 3. Gambar 2 menunjukkan perbandingan antara hasil pengukuran dan hasil perhitungan untuk spektrum neutron yang melewati sampel silinder Nitrogen-14 dengan Suwoto. dkk.

3 FlleData ~ 166 Buku I Prosiding Per/emuan dan Pre.i'en/asi Jlmiah P3TM-BATAN. Yogyakarta Juli 2000 ketebalan sampel cm yang dihitung dengan file data nuklir JENDL-3.1, JENDL-3.2, ENDF/B- IV, ENDF/B-VI dan JEF2.2. Sedangkan pada Gambar 3 ditunjukkan prom harga C/E (Calculated / Experimental) untuk beberapa file data nuklir. Pad a Tabel I statistik harga C/E diberikan secara rata-rata untuk tiap-tiap file data nuklir. Tabel 2. Statistik harga C/E rata-rata perhitungan Broomstick untuk Nitrogen-14. Nuklir JENDL-3.1 JENDL-3.2 ENDF/B-IV ENDF/B-VI JEF2.2 C/E Abs (1.0- C/E) ! : Std. Dev Dari Tabel 2, Gambar 2 dan 3, terlihat dengan jelas perbedaan an tara hasil perhitungan file data nuklir JENDL-3.1 dan JENDL-3.2 khususnya pada daerah energi antara 5 Me V dan 10 Me V. Pada daerah energi tersebut jelas sekali tampak bahwafile data nuklir JENDL-3.2 jauh lebih baik pada JENDL Karena. pada daerah energi tersebut tam pang lintang total file data Nitrogen-14 JENDL-3.1 terlihat terlalu rendah di bawah file data nuklir lainnya. Perhitungan spektrum neutron yang ditransmisikan oleh sam pel Nitrogen-14 oleh file data nuklir JENDL-3.1 sangat overestimate sekitar 200% terhadap hasil percobaan. Tampang lintang total Nitrogen-14 file data JENDL-3.1 pada energi tersebut terlalu kecil atau tam pang lintang total minima terlalu dalam. Tampang lintang total tersebut telah dikoreksi pada file data JENDL-3.2 (Gambar 5 dan Gambar 6) sehingga hasil perhitungan dengan Broomstick ini menghasilkan spektrum neutron yang lebih baik. Namun perlu dicatat pula bahwa pada daerah energi 0.5 MeV dan 0.9 MeV tampang lintang total minimafile data nuklir Nitrogen-14 JENDL-3.1 atau JENDL-3.2 masih relatif rendah dibanding dengan file data nuklir lainnya seperti ENDF/B-IV. ENDF/B-VI atau JEF2.2 seperti terlihat pada Gambar 5. Sehingga hasil perhitungan C/E dengan file data JENDL-3.1 atau JENDL-3.2 Icbih tinggi darifile data lainnya, seperti terlihat pada Gambar 3. Hal ini dapat dijelaskan karena data tampang lintang total dan neutron spektrum yang ditransmisikan mempunyai korelasi proporsional terbalik. Tampang lintang total file data nuklir Nitrogen-14 JENDL-3.1 dan JENDL-3.2 padu ducruh encrgi antura 0.5 McV dan 0.9 MeV terlihat terlalu rendah (kira-kira 4% lcbih rendah) dibanding file data lainnya, seperti tampak pada Gambar 5. Sedangkan pada Gambar 4 menunjukkan tampang lintang total Nitrogen-14 pad a daerah energi antara 0.5 MeV dan II MeV. Harga statistik profit C/E rata-rata pada file data nuklir selain JENDL-3.1 mempunyai kesamaan harga sampai dua desimal. Dari profile C/E dengan perhitungan Broomstick ini terlihat bahwa file data nuklir ENDF/B-VI sedikit lebih baik dibanding denganfile data JENDL-3.2. Gambar 1 I Perhitungan BROOMST I I. CODE I Proses persia pan perhitungan dengan BROOMST code ""'~'I\'\' ""\0 Suwoto, dkk ISSN

4 Com parllon 01 calculated and m ealured transm Itted spectrum through Nitrogen (91.44 cm thick test) 10' ~" «0- u OJ G- III 0 10' OJ 0-!: ~ III Z 0( «0-10.' 10' NEUTRON ENERGY(MeV) Gambar 2. Spektrum neutron yang ditransmisikan melalui sampel nitrogen-14 (tebal sampel =91.44 cm) ~ Ụ II) 0... ~ II)z ( ~ U 0.75 CIE profile, for Nitrogen (91.44 cm thick te,t) , , NEUTRON ENERGY(MeV) Gambar 3. Perbandingan profil C/E (hasil perhitungan/eksperimen) untuk sampel nitrogen-14 (tebal sampel = cm) NEUTRON I.7 ENERGY(MeV) 9 Gambar 4. Tampang lintang Total nitrogen-14 pada energi MeV

5 NEUTRON ENERGY (MoVI Gambar 5. Tampang lintang total nitrogcn-14 pada cncrgi MeV -; c.~ z 0 -= (.) UJ UI UI UI 0 a: (.) Gambar 6. Tampang lintang total nitrogen-14 pada energi 5-10 MeV Dengan demikian secara keseluruhan hasil perhitungan melalui percobaan Broomstick ini dapat disimpulkan bahwa tampang lintang total Nitrogen- 14 yang terkandung padafile data nuklir JENDL-3.2 mempunyai kualitas yang baik dan mendekati file data nuklir ENDF/B-Vl, walaupun masih terdapat permasalahan pada daerah energi antara 0.5 MeV dan 0.9 MeV, dimana tampang lintang total Nitrogen-14 padafile data nuklir JENDL-3.2 terlalu kecil (kira-kira 4 % lebih rendah). KESIMPULAN Analisis tampang lintang total secara integral untuk perisai melalui perhitungan Broomstick sangat efektif dan mudah di lakukan, khususnya untuk menyelidiki tampang lintang total minima pacta daerah energi MeV pad a material Nitrogen-14. Hasil perhitungan Broomstick secara keseluruhan menunjukkan bahwa aplikabilitas dan keandalan tampang lintang total Nitrogen-14 pacta file data nuklir JENDL-3.2 telah teruji dan mendekati file data nuklir ENDF/B-Vl, walaupun masih acta beberapa persoalan khususnya tampang lintang total Nitrogen-14 pacta daerah energi antara 0.5 MeV dan 0.9 MeV. Pacta daerah energi tersebut tam pang lintang total Nitrogen-14 di JENDL-3.2 masih terlalu rendah (kira-kira 4 %) atau tampang lintang total minima terlalu dalam. Dibandingkan dengan versi JENDL sebelumnya, JENDL-3.1, temyata jelas sekali Suwoto, dkk ISSN

6 perbedaan pada daerah energi antara 5 MeV clan 10 MeV pada JENDL-3.2 telah dilakukan perbaikanperbaikan, sehingga menghasilkan data perhitungan yang sangat bagus. Sehingga secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa aplikabilitas clan keandalan tampang lintang total Nitrogen-14 pada JENDL-3.2 mendekati file data ENDF/B-VI, walaupun masih terdapat kekurangan. JENDL-32 jauh lebih baik jika dibanding dengan JENDL-3 J (khususnya tampang lintang total minima N-14) Supriyono -Terangkan proses linierisasi dari program linier -Apa yang dapat dia;nbil dari data tabel 2 terhadap basil penelitian. DAFTARPUSTAKA I. MAERKER, R. E.: STD3. "Nitrogen Broomstick Experiment -An Experimental Check of Neutron Total Cross Sections", ORNL- TM-3869 (Revised),(1972). 2. HASEGAWA, A., Komunikasi Pribadi. 3. SUWOTO and HASEGAWA, A: "Shielding Benchmark of Several Nuclides Contained in JENDL-3.2 File", Final Report of STA, Agustus CULLEN, D.E., "Program LINEAR (Version 79-1): Linearize Data in the ENDF/B Format, Lawrence Livermore Laboratory, Livermore, CA, UCRL-50400, Vol. 17, Part. A, Rev. 2 ( 1979). 5:. CULLEN, D.E., "Program RECENT (Version 79-1):' Reconstruction of Energy Dependent Cross-scctions for Rcsonance Paramctcrs in the ENDF/B Format, Lawrence Livermore Laboratory, Livermore, CA, UCRL-50400, Vol. 17, Part. C, (1979). Suwoto -Proses untuk memudahkan proses perhitungan selanjutnya. Karena biasanya skema hubungan yang digunakan dalam File [)ata Nukli Terevaluasi adalah Lin-Lin, Lin-log, log-lin, lin-cost, Cost-lin. Otomatis melinearisasi data tampang lintang di file 3 ENDF (Evaluated Nuclear Data File) -Dari tabel2 diketahui bahwa hasil perhitungan dengan JENDL-32 jauh lebih baik dibanding dengan JENDL-3. J, walaupun belum sebaik ENDF/B-VI. Bambang Sumarsono.Apakah program dapat untuk menganalisis susunan campuran material dalam bahan bakar. -Mengapa tidak digunakan metoda analisis satuan sel untuk penentuan tam pang lintang material bahan bakar dalam reaktor. () CULLEN, D.E., "Program SIGMA I (Version Su,voto 79-1); Doppler Broaden Evaluated Crosssections in the Evaluated Nuclear Data -Pada dasarnya program Broomst dapat digunakan untuk menghitung(mengetahui FileNersion B (ENDF/B) Format, Lawrence tampang lintang total minima material apa Livermore I.aboratory, Livermore, CA, UCRLsaja.. Tetapi untuk validasi hasil yang ada data 50400, Vol. 17, Part. B, Rev. 2 (1979). eksperimennya adalah material 0, N, Na, Fe dan material campuran Stainless Steel.. TANYAJAWAB Bambang Herutomo -Hasil evaluasi menunjukkan bahwa JENDL.33 lebih baik dibandingkan JENDL3.1 "Improvement" apa saja [hasil pengukuran, model evaluasi] yang diperoleh JENDL3.2 dibanding JENDL 3.1? Su,voto -Perbaikan yang dilakukan pada JENDL-32 dilakukan dengan perbaikan evaluasi menggunakan "teknik unfolding" pada daerah energi antara 5./0 MeV di tampang lintang total Nitrogen-/4 sehingga hasilnya dengan -Karena hanya untuk melihat seberapa dangka//dalam tampang lintang total minima sehingga tidak perlu ditakukan analisis satuan set.. ISSN Suwoto, dkk.

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI 38 ISSN 0216-3128 Suwoto, dkk. KAJlAN DATA TAMPANG LINTANG TOTAL REAKSI NEUTRON DENGAN ISOTOP NITROGEN, OKSIGEN DAN NATRIUM DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan

Lebih 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

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

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

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

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

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI

Lebih terperinci

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi

Lebih terperinci

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

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 PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM 196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN

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 UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER

PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 8 Serpong, 4 Oktober 2011 ISSN : 1410-7686 PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung

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

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Iis Haryati, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan

Lebih terperinci

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield

Lebih terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS

Lebih terperinci

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya

Lebih terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham

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

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima

Lebih terperinci

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin

Lebih terperinci

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

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Analisis 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

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS Rasito, Sudjatmi K.A., dan P. Ilham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung

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

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

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

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * ABSTRAK PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE

Lebih terperinci

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI Disusun Oleh : ERMAWATI UNIVERSITAS GUNADARMA JAKARTA 1999 1 ABSTRAK Dalam mendesain semua sistem nuklir, pelindung radiasi, generator isotop, sangat tergantung dari jalan

Lebih terperinci

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto

ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA Marsodi, dan Mulyanto ABSTRAK Analisis Tingkat Bahaya pada Paska Perlakuan Daur Ulang Pembakaran/Transmutasi Aktinida.

Lebih 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

STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK. Anis Rohanda

STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK. Anis Rohanda STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA

Lebih terperinci

PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN

PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN 90 ISSN 016-318 Gede Sutresna W., dkk. PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( PU DAN CM) HASIL MIKRO- PRESIPITASI Gede Sutresna Wijaya, M. Yazid PTAPB-BATAN, Yogyakarta, E-mail : gedews@batan.go.id

Lebih terperinci

diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176

diajukan 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 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

PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5

PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi

Lebih terperinci

EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong

EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong ABSTRACT EV ALUA TION OF THE POWER EXCURSION DUE TO CHANGE OF THE KINETIC PARAMETERS

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada

Lebih terperinci

ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI

ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI /04 ISSN 0216-3128 Suwala, du. ANALISIS TAMPANG LINTANG MULTI-KELOMPOK LIMA ISOTOP UTAMA DARI BERBAGAI FILE DATA NUKLIR TEREV ALUASI Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA

Lebih terperinci

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART Prosiding Pertemuan dan Presentasi lmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1 Jakarta, 12 Desember 2007 SSN : 1978-9971 KONTROL KNERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALTY CONTROL CHART Noviarty,

Lebih terperinci

PENENTUAN FAKTOR PERISAI DIRI DETEKTOR AKTIV ASI DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI REAKTOR RSG-GAS. Amir Hamzah P2TRR -BATAN

PENENTUAN FAKTOR PERISAI DIRI DETEKTOR AKTIV ASI DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI REAKTOR RSG-GAS. Amir Hamzah P2TRR -BATAN PENENTUAN FAKTOR PERSA DR DETEKTOR AKTV AS DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON D REAKTOR RSG-GAS Amir Hamzah P2TRR -BATAN ABSTRACT DETERMNATON OF SELF-SHELDNG FACTOR OF ACTVATON DETECTORS N NEUTRON

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

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 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

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON

Lebih terperinci

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini, dkk. ISSN 0216-3128 109 ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini 1, Riyatun 1, Suharyana 1, Azizul Khakim

Lebih terperinci

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

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

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

Lebih terperinci

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER

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

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

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

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan

Lebih terperinci

Bab 2 Interaksi Neutron

Bab 2 Interaksi Neutron Bab 2 Interaksi Neutron 2.1 Pendahuluan Perilaku neutron fisi ketika berinteraksi dengan bahan menentukan fenomena reaksi neutron berantai yang terjadi. Untuk dapat mempertahankan reaksi berantai, minimal

Lebih terperinci

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis

Lebih terperinci

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET Masrukan, Aslina Br.Ginting Pusbangtek Bahan Bakar Nuklir dan Daur Ulang

Lebih terperinci

PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO

PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

Sistem Pencacah dan Spektroskopi Sistem Pencacah dan Spektroskopi Latar Belakang Sebagian besar aplikasi teknik nuklir sangat bergantung pada hasil pengukuran radiasi, khususnya pengukuran intensitas ataupun dosis radiasi. Alat pengukur

Lebih terperinci

PERHITUNGAN PARAMETER KARTINI DAYA 250 kw NEUTRONIK REAKTOR ABSTRAK ABSTRACT PENDAHULUAN TEORI

PERHITUNGAN PARAMETER KARTINI DAYA 250 kw NEUTRONIK REAKTOR ABSTRAK ABSTRACT PENDAHULUAN TEORI PERHITUNAN PARAMETER KARTINI DAYA 250 kw NEUTRONIK REAKTOR Bambang Sumarsono, Triwulan Tjiptono, Edi Triono BS. P3TM-BATAN. KotakPos 1008. Yogyakarta55010 ABSTRAK PERHITUNAN PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR

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

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA

Lebih terperinci

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY

NUCLEAR 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 terperinci

[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ]

[ PTRKN BATAN ] 2012 BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF. [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ] BATAN [ B.20] [DESAIN PERISAI DAN DOSIMETRI REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR TINGKAT MUAT TINGGI] [ Amir Hamzah, Pudjijanto, Ardani, Rokhmadi, Sriawan ] [ PTRKN BATAN ] 2012 LATAR BELAKANG Kondisi

Lebih terperinci

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R4 EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza

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

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

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006 Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN

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

ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)

ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas

Lebih terperinci

MODIFIKASI SERAT IJUK DENGAN RADIASI SINAR γ SUATU STUDI UNTUK PERISAI RADIASI NUKLIR

MODIFIKASI SERAT IJUK DENGAN RADIASI SINAR γ SUATU STUDI UNTUK PERISAI RADIASI NUKLIR Jurnal Sains Kimia Vol. 10, No.1, 2006: 4 9 MODIFIKASI SERAT IJUK DENGAN RADIASI SINAR γ SUATU STUDI UNTUK PERISAI RADIASI NUKLIR Mimpin Sitepu 1, Evi Christiani S. 2 Manis Sembiring 1, Diana Barus 1,

Lebih terperinci

PERHlTUNGAN TAMPANG LINTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLIR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY

PERHlTUNGAN TAMPANG LINTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLIR DENGAN PROGRAM KOMPUTER NJOY Proceedings Seminar Reaktor Nuklir datum Penelitian Sains dan Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober 1991 PERHlTUNGAN TAMPANG LNTANG PELEBARAN DOPPLER DALAM PEMROSESAN DATA NUKLR DENGAN

Lebih terperinci

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA

Lebih terperinci

PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL

PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL Berkala Fisika ISSN : 1410-966 Vol. 9, No.4, Oktober 006, hal 197-01 PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL Wijianto 1,

Lebih terperinci

TINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak

TINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak 7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Energi Nuklir Energi nuklir merupakan salah satu energi alternatif atas masalah yang ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak lingkungan yang ditimbulkannya

Lebih terperinci

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR

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

Lebih terperinci

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa

Lebih terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor

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

Lebih terperinci

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T., dkk ISSN 0216-3128 231 DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T. 1, Bunawas 2, Taufik 3, Sunardi 3 dan Hari Suryanto 4 1 Pusat Sains dan Teknologi

Lebih terperinci

SINTERING SUHU RENDAH ATAS KOMPAKAN SERBUK HALUS U02 DENGAN V ARIASI KANDUNGAN PELUMAS Zn-STEARAT

SINTERING SUHU RENDAH ATAS KOMPAKAN SERBUK HALUS U02 DENGAN V ARIASI KANDUNGAN PELUMAS Zn-STEARAT Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 SINTERING SUHU RENDAH ATAS KOMPAKAN SERBUK HALUS U02 DENGAN V ARIASI KANDUNGAN PELUMAS Zn-STEARAT Taufik Usman ABSTRAK SINTERING SUHU RENDAH ATAS KOMPAKAN

Lebih terperinci

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH

Lebih terperinci

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

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

KONSEP 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 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 terperinci

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER

Lebih terperinci

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI Unggul Hartoyo 1), Nazly Kurniawan, Suhadi, Subiharto 1) PRSG Batan Serpong Indonesia unggul@batan.go.id

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34 ISSN: 1693-1246 Januari 2010 J P F I http://journal.unnes.ac.id PENENTUAN KADAR RADIONUKLIDA PADA LIMBAH CAIR PABRIK GALVANIS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON THERMAL REAKTOR KARTINI 1 1 2 P. Dwijananti

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

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR

ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. ISSN 0216-3128 285 ANALISIS PENGARUH DENSITAS PAD A KOEFISIEN REAKTIVIT AS TEMPERA TUR BAHAN BAKAR Tukiran S. Pusat Teknologi Reaklor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DENSITAS

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

Pengaruh Ketidakhomogenan Medium pada Radioterapi

Pengaruh Ketidakhomogenan Medium pada Radioterapi Pengaruh Ketidakhomogenan Medium pada Radioterapi Supriyanto A. Pawiro 1, Sugiyantari 2, Tirto Wahono 3 1 Departemen Fisika, FMIPA, Universitas Indonesia, Depok, 16424 2 Bagian Radioterapi RSUP Persahabatan,

Lebih terperinci