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.

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

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

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

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

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

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

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

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

Lebih terperinci

BAB 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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Lebih terperinci

BAB 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 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

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

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

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

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

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

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 PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II

PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II 188 Buku I Proseding,Pertemuan dan Presen.rasillmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta14-15 Juli 1999 PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R

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

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT 86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek

Lebih 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

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer)

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) 1 Mei Budi Utami, 2 Hanu Lutvia, 3 Imroatul Maghfiroh, 4 Dewi Karmila Sari, 5 Muhammad Patria Mahardika Abstrak

Lebih terperinci

SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP

SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON

PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON Proseding Seminar Nasional Fisika dan Aplikasinya Sabtu, 21 November 2015 Bale Sawala Kampus Universitas Padjadjaran, Jatinangor PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN

Lebih terperinci

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :

Lebih terperinci

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

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

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

Lebih terperinci

Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi

Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi Fiqi Diyona 1,*, Dian Milvita 1, Sri Herlinda 2, Kri Yudi Pati Sandy 3 1 Jurusan Fisika

Lebih terperinci

PERUBAHAN KUAT MEDAN MAGNET SEBAGAI FUNGSI JUMLAH LILITAN PADA KUMPARAN HELMHOLTZ

PERUBAHAN KUAT MEDAN MAGNET SEBAGAI FUNGSI JUMLAH LILITAN PADA KUMPARAN HELMHOLTZ Jurnal Komunikasi Fisika Indonesia (KFI) Jurusan Fisika FMIPA Univ. Riau Pekanbaru. Edisi April 2016. ISSN.1412-2960 PERUBAHAN KUAT MEDAN MAGNET SEBAGAI FUNGSI JUMLAH LILITAN PADA KUMPARAN HELMHOLTZ Salomo,

Lebih terperinci

Kelompok Peneliti Nuklir ITB Koordinator: Prof. Dr. Zaki Su ud

Kelompok Peneliti Nuklir ITB Koordinator: Prof. Dr. Zaki Su ud Kelompok Peneliti Nuklir ITB Koordinator: Prof. Dr. Zaki Su ud PROGRAM SECARA GARIS BESAR 1. Pengembangan SDM Nuklir untuk persiapan PLTN 2. Penyiapan teknologi yang optimal untuk situasi dan kondisi di

Lebih terperinci

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: soe-tris@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS IRADIASI TARGET

Lebih terperinci

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5

Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 12, No. 3, Juli 2010, hal 85-90 Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Agung

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENENTUAN SIFAT LISTRIK AIR PADA WADAH ALUMINIUM DAN BESI BERDASARKAN PENGARUH RADIASI MATAHARI

PENENTUAN SIFAT LISTRIK AIR PADA WADAH ALUMINIUM DAN BESI BERDASARKAN PENGARUH RADIASI MATAHARI PENENTUAN SIFAT LISTRIK AIR PADA WADAH ALUMINIUM DAN BESI BERDASARKAN PENGARUH RADIASI MATAHARI Yusuf Syetiawan, Sugianto, Riad Syech Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas

Lebih terperinci

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD) Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahlll1 2006 ISSN 0852-2979 ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD) L. Kwin Pudjiastuti, Sri Widayati, Elfida

Lebih terperinci

VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN

VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN Harto Tanujaya, Suroso dan Edwin Slamet Gunadarma Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas

Lebih terperinci

PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)

PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) Iswantoro, Suhardi, Rosidi, Sutanto WW, Sukadi BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id ABSTRAK

Lebih terperinci

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M2954, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK Aras-aras inti dipelajari

Lebih terperinci

LEMBAR SOAL ULANGAN AKHIR SEMESTER (UTAMA) Mata Pelajaran (Beban) : Fisika 4 ( 4 sks) Hari/Tanggal : Senin, 30 Nopember 2009

LEMBAR SOAL ULANGAN AKHIR SEMESTER (UTAMA) Mata Pelajaran (Beban) : Fisika 4 ( 4 sks) Hari/Tanggal : Senin, 30 Nopember 2009 J A Y A R A Y A PEMERINTAH PROVINSI DAERAH KHUSUS IBUKOTA JAKARTA DINAS PENDIDIKAN SEKOLAH MENENGAH ATAS (SMA) NEGERI 78 JAKARTA Jalan Bhakti IV/1 Komp. Pajak Kemanggisan Telp. 527115/5482914 JAKARTA BARAT

Lebih terperinci

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia

JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Volume A6 No. 0205 ISSN 0854-3046 Reprint dari JURNAL FISIKA Himpunan Fisika Indonesia Analisis Pengaruh Lebar Kanal Pendingin Terhadap Muatan Bahan Bakar Teras RSG-GAS Tukiran Surbakti, J. Fis. HFI A6

Lebih terperinci

Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY

Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Dalam rangka untuk mengatasi adanya kekurangan energi yang terjadi di dalam negri saat ini, maka banyak penelitian

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan

Lebih terperinci

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe Youngster Physics Journal ISSN : 2302-7371 Vol. 4, No. 2, April 2015, Hal 189-196 PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe Miftahul Aziz 1),Eko Hidayanto

Lebih terperinci

APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE!

APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE! APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE! Supriyatni E., Yazid M., Nuraini E., Sunardi Pusat Penelitian don Pengembangan Teknologi Maju, Batan, Yogyakarta

Lebih terperinci

Rekonstruksi Citra Tomografi Neutron Untuk Aplikasi Teknologi Nuklir

Rekonstruksi Citra Tomografi Neutron Untuk Aplikasi Teknologi Nuklir Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 8 Serpong, 4 Oktober 2011 ISSN : 1410-7686 Fahrurrozi Akbar, Sutiarso, Setiawan, Juliyani Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir (PTBIN)-Badan

Lebih terperinci

Providing Seminar Hasil Penelitian PZTRR ISSN 0854-5278 T0aa»2002 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI IRADIASI

Providing Seminar Hasil Penelitian PZTRR ISSN 0854-5278 T0aa»2002 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI IRADIASI Providing Seminar Hasil Penelitian PZTRR ISSN 0854-5278 T0aa»2002 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI IRADIASI Presiding Seminar Hasil Penelitian P2TBR Tahun 2002 ISSN 0854-5278 MODIFIKASI SISTEM MEKANIK PEMBAWA KAPSUL

Lebih terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang

Lebih terperinci

KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR DAY A GENERASI LAN JUT. Oleh: Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK

KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR DAY A GENERASI LAN JUT. Oleh: Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK Sigma Epsilon/SSN 0853-9/03 KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR DAY A GENERASI LAN JUT Oleh: Maman Mulyaman Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR

Lebih terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK

Lebih terperinci

STUDI 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 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 terperinci

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2) Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 7 Serpong, 27 Oktober 2009 ISSN : 1411-1098 Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran /

Lebih terperinci

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id

Lebih terperinci

Studi dan Observasi Awal Kebutuhan Data Nuklir untuk Reaktor Generasi IV (Gen-IV)

Studi dan Observasi Awal Kebutuhan Data Nuklir untuk Reaktor Generasi IV (Gen-IV) SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 1(B) Mei 2012 Studi dan Observasi Awal Kebutuhan Data Nuklir untuk Reaktor Generasi IV (Gen-IV) Suwoto dan Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Perpindahan panas adalah perpindahan energi yang terjadi pada benda atau material yang bersuhu tinggi ke benda atau material yang bersuhu rendah, hingga tercapainya kesetimbangan

Lebih terperinci

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI K EFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

PENGARUH 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 terperinci

HUBUNGAN TEGANGAN DAN CITRA RADIOGRAFI REAL TIME PADA PESAWAT SINAR-X RIGAKU RADIOFLEX-250EGS3

HUBUNGAN TEGANGAN DAN CITRA RADIOGRAFI REAL TIME PADA PESAWAT SINAR-X RIGAKU RADIOFLEX-250EGS3 HUBUNGAN TEGANGAN DAN CITRA RADIOGRAFI REAL TIME PADA PESAWAT SINAR-X RIGAKU RADIOFLEX-250EGS3 Zaenal Abidin, Muhamad Isa, Tri Wulan Tjiptono* zaenala6@gmail.com STTN-BATAN, *) PTAPB BATAN Yogyakarta Jl.

Lebih terperinci

BAB I INTI ATOM 1. STRUKTUR ATOM

BAB I INTI ATOM 1. STRUKTUR ATOM BAB I INTI ATOM 1. STRUKTUR ATOM Untuk mengetahui distribusi muatan positif dan negatif dalam atom, maka Rutherford melakukan eksperimen hamburan partikel alpha. Adapun eksperimen tersebut adalah sebagai

Lebih terperinci

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam bentuk bom atom yang dijatuhkan di Hiroshima dan Nagasaki dalam Perang Dunia II tahun 1945. Sedemikian

Lebih terperinci

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI INTISARI

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI INTISARI OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 2, K. Sofjan Firdausi 2, Widarto 3 1. Mahasiswa Universitas Diponegoro, 2. Dosen dan Peneliti di Jurusan

Lebih terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR PEMBIAK CEPAT REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio

Lebih terperinci

BAB I PERSYARATAN PRODUK

BAB I PERSYARATAN PRODUK BAB I PERSYARATAN PRODUK Bab ini akan membahas mengenai perspektif global tentang produk perangkat lunak yang dibuat, dalam hal ini adalah perangkat lunak perhitungan radiasi berbasis web. Perspektif global

Lebih terperinci

PENGUJIAN DIRECT EVAPORATIVE COOLING POSISI VERTIKAL DENGAN ALIRAN BERLAWANAN ARAH

PENGUJIAN DIRECT EVAPORATIVE COOLING POSISI VERTIKAL DENGAN ALIRAN BERLAWANAN ARAH PENGUJIAN DIRECT EVAPORATIVE COOLING POSISI VERTIKAL DENGAN ALIRAN BERLAWANAN ARAH *Ruben 1, Bambang Yunianto 2 1 Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Diponegoro 2 Dosen Jurusan

Lebih terperinci

Edisi Juni 2011 Volume V No. 1-2 ISSN PENENTUAN LEVEL DENSITY UNTUK Th-230 (n,f) Universitas Islam Negeri (UIN) Sunan Gunung Djati Bandung

Edisi Juni 2011 Volume V No. 1-2 ISSN PENENTUAN LEVEL DENSITY UNTUK Th-230 (n,f) Universitas Islam Negeri (UIN) Sunan Gunung Djati Bandung disi Juni 011 Volume V No. 1 - ISSN 1979-8911 PNNTUAN LVL DNSITY UNTUK Th-30 (n,f) Yudha Satya Perkasa 1, 1 KK isika Nuklir Jurusan isika Universitas Islam Negeri (UIN) Sunan Gunung Djati Bandung ysatyap99@yahoo.com

Lebih terperinci

SIMULASI SISTEM INTERLOCK PENGAMAN OPERASI MESIN BERKAS ELEKTRON (MBE) DENGAN PERANGKAT LUNAK BASCOM 8051

SIMULASI SISTEM INTERLOCK PENGAMAN OPERASI MESIN BERKAS ELEKTRON (MBE) DENGAN PERANGKAT LUNAK BASCOM 8051 SIMULASI SISTEM INTERLOCK PENGAMAN OPERASI MESIN BERKAS ELEKTRON (MBE) DENGAN PERANGKAT LUNAK BASCOM 8051 SUKARMAN, MUHTADAN Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 YKBB Yogyakarta

Lebih terperinci

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Di Susun Oleh: 1. Nur imam (2014110005) 2. Satria Diguna (2014110006) 3. Boni Marianto (2014110011) 4. Ulia Rahman (2014110014) 5. Wahyu Hidayatul

Lebih terperinci

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M. Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Septia Kholimatussa diah* (891325), Mirza Andiana D.P.*

Lebih terperinci

PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK

PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK Namad Sianta, Djoli Soembogo dan R. Hardjawidjaja Pusat Aplikasi Teknologi Isotop dan Radiasi - BATAN E-mail : djoli@batan.go.id ABSTRAK

Lebih terperinci

KAJIAN EKSPERIMEN COOLING WATER DENGAN SISTEM FAN

KAJIAN EKSPERIMEN COOLING WATER DENGAN SISTEM FAN KAJIAN EKSPERIMEN COOLING WATER DENGAN SISTEM FAN Nama : Arief Wibowo NPM : 21411117 Jurusan : Teknik Mesin Fakultas : Teknologi Industri Pembimbing : Dr. Rr. Sri Poernomo Sari, ST., MT. Latar Belakang

Lebih terperinci

PENENTUAN AnPLITUDO DAN FASA FUNGSI PINDAH DAYA NOL SECARA UJl BATANG KENDALl JATUH DARI TRIGA nark II BANDUNG. paan Id. DdoeJI. .A,rJ.i.uA Xuu.

PENENTUAN AnPLITUDO DAN FASA FUNGSI PINDAH DAYA NOL SECARA UJl BATANG KENDALl JATUH DARI TRIGA nark II BANDUNG. paan Id. DdoeJI. .A,rJ.i.uA Xuu. PENENTUAN AnPLITUDO DAN FASA FUNGSI PINDAH DAYA NOL SECARA UJl BATANG KENDALl JATUH DARI TRIGA nark II BANDUNG paan Id. DdoeJI..A,rJ.i.uA Xuu.owo Pusst Panelitian Teknik Nuklir ABSTRAK Penentuan Amplitudo

Lebih terperinci

PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co

PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co M. Azam, K. Sofjan Firdausi, Sisca Silvani Jurusan Fisika, FMIPA,Universitas diponegoro ABSTRACT Wedge filter usually

Lebih terperinci

SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI

SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN

Lebih terperinci

MAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI

MAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI MAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI REAKSI NUKLIR FUSI DISUSUN OLEH : Mohamad Yusup ( 10211077) Muhammad Ilham ( 10211078) Praba Fitra P ( 10211108) PROGAM STUDI FISIKA INSTITUT TEKNOLOGI BANDUNG 2013

Lebih terperinci

PERHITUNGAN PARAMETER MEDAN SUDUT BELOK BERKAS ELEKTRON PENGARAH MBE 500 key/ 10 ma MAGNET DAN P ADA SISTEM ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN TEORI

PERHITUNGAN PARAMETER MEDAN SUDUT BELOK BERKAS ELEKTRON PENGARAH MBE 500 key/ 10 ma MAGNET DAN P ADA SISTEM ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN TEORI 124 ISSN 0216-3128 Aminus Salam, d/(k. PERHITUNGAN PARAMETER MEDAN SUDUT BELOK BERKAS ELEKTRON PENGARAH MBE 500 key/ 10 ma MAGNET DAN P ADA SISTEM Aminus Salam, Djoko SP P3TM -BATAN ABSTRAK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *)

PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *) PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *) ABSTRAK Mulyono Daryoko, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah radioaktif-batan PENGGUNAAN

Lebih terperinci