ANALISIS DATA TAMP ANG LINT ANG TOTAL MINIMA NITROGEN-14 FILE DATA NUKLIR JENDL-3.2
|
|
- Herman Susman
- 9 tahun lalu
- Tontonan:
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
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 terperinciANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR
Suwoto, dkk. ISSN 0216-3128 123 ANALISIS TAMPANG LINTANG BESI NATURAL FILE DATA JENDL-3.2 MELALUI PERHITUNGAN FUNGSI RESPON DETEKTOR Suwoto, Zuhair Pusat Pengembangan Sistem Reaktor Maju (P2SRM) - BATAN
Lebih terperinciPROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL
Suwoto, dkk. ISSN - PROSES PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PEMBEN- TUKAN TAMPANG LINTANG STAINLESS STEEL Suwoto, Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK
Lebih terperinciPENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *
Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI
Lebih terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciBAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN
BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne
Lebih terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciKARAKTERISASI 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 terperinciSIMULASI 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 terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciPENGOLAHAN 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 terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM
DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)
Lebih terperinciPenentuan 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 terperinciAnalisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY
Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Zuhair, Suwoto, dan Suharno Abstract: Criticality benchmark experiment at STACY critical facility
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciOPTIMASI 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 terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciPENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK
PENGEMBANGAN SISTEM ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK DARI DATA NUKLIR UNTUK SIMULASI DAN ANALISIS NEUTRONIK Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma **, Khairina NS *** ABSTRAK PENGEMBANGAN SISTEM
Lebih terperinciPERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini (1) dan Dian Anggraini (1)
Lebih terperinciPENINGKATAN 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciIII.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR TABEL... xi DAFTAR
Lebih terperinciVALIDASI 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 terperinciANALISIS 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 terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
JURNAL Teori dan Aplikasi Fisika Vol. 04, No.01, Januari Tahun 2016 Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder
Lebih terperinciEVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.
EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih terperinciEVALUASI 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 terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
Lebih terperinciOPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI
OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciREAKTOR 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 terperinciPERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP
PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi PPIN BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, Indonesia 15310 Email
Lebih terperinciANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September
Lebih terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciI. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan
Lebih terperinciPENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT
PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)
Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciPROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE
82 Suwoto, dkk. PROSES PEMBANGKITAN DATA NUKLIR ENERGI KONTINU TEMPERATUR TINGGI DENGAN PROGRAM SIGACE Suwoto, Zuhair dan Hery Adrial Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek,
Lebih terperinciOleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN ANALISIS SENSITIVITAS SAND-II, PAKET PROGRAM UNFOLDING YANG DIGUNAKAN PADA PENGUKURAN
Lebih terperinciPLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP
PLASMA TOKAMAK SEBAGAI PEMBANGKIT ENERGI MASA DEPAN : KAJIAN GEOMETRI MENGGUNAKAN MCNP Fajar Arianto *1, Mutia Meireni 1, Indah Rosidah Maemunah 2, Putranto Ilham Yazid 3, Muhammad Nur 1 1 Jurusan Fisika,
Lebih terperinciUJI 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 terperinciPENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI
PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.
Lebih terperinciGunawan, Epung Saepul B., S.M. Prasetyo, Abarrullkram, lndarto P.
METODA EKSPERIMEN DAN REDUKSI DATA HAMBURAN NEUTRON SUDUT KECIL Gunawan, Epung Saepul B., S.M. Prasetyo, Abarrullkram, lndarto P. ABSTRAK METODA EKSPERIMEN DAN REDUKSI DATA HAMBURANEUTRON SUDUT KECIL.
Lebih terperinciVALIDASI 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 terperinciPENGEMBANGAN 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 terperinciINTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI
INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI Disusun Oleh : ERMAWATI UNIVERSITAS GUNADARMA JAKARTA 1999 1 ABSTRAK Dalam mendesain semua sistem nuklir, pelindung radiasi, generator isotop, sangat tergantung dari jalan
Lebih terperinciStudi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA
Studi Perhitungan Benchmark Kritikalitas Teras Metalik dan MOX di FCA Zuhair 1), Tagor M. Sembiring 1), dan Putranto Ilham Yazid 2) Abstract: The criticality experiments at FCA three cores have been done
Lebih terperinciWidyanuklida, Vol. 16 No. 1, November 2017: ISSN
Kajian Penerapan e-learning Materi Estimasi Ketidakpastian Pengukuran Pada Pelatihan Pranata Nuklir Review of e-learning Method for Uncertainty Estimation Subject on Nuclear Technician and Officer Training
Lebih terperinciANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK HASIL PROSES HYDRIDING-DEHYDRIDING PADUAN U-Zr
ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK HASIL PROSES HYDRIDING-DEHYDRIDING PADUAN U-Zr Asminar, Rahmiati, Siamet Pribadi ABSTRAK ANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
Lebih terperinciSTUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT
STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto dan Zuhair Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEAR DATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER
Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER Asminar ABSTRAK ANALISIS KANDUNGAN PENGOTOR DALAM PELET U02 SINTER. Telah dilakukan analisis pengotor
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciPENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.
PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,
Lebih terperinciANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA. Marsodi, dan Mulyanto
ANALISIS TINGKAT BAHAYA PADA PASKA PERLAKUAN DAUR ULANG PEMBAKARAN/TRANSMUTASI AKTINIDA Marsodi, dan Mulyanto ABSTRAK Analisis Tingkat Bahaya pada Paska Perlakuan Daur Ulang Pembakaran/Transmutasi Aktinida.
Lebih terperinciPERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR
PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR Elfrida Saragi, Tukiran S ABSTRAK PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR. Perhitungan deflesi bahan bakar sangat berkaitan dengan keselamatan tempat penyimpanan
Lebih terperinciPEMETAAN 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 terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
Lebih terperinciEV 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 terperinciadukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen
Lebih terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED
ANALISIS KORELASI RESONANCE INTEGRAL DAN TEMPERATUR KELUARAN PAKET PROGRAM V.S.O.P PADA REAKTOR HTGR PEBBLE BED Khairina Natsir 1), Elfrida Saragi 2), Nursinta Adi Wahanani 3) 1,2,3) Bidang Komputasi,
Lebih terperinciCROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.
CROSS SECTION REAKSI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Tampang Lintang (Cross Section) Reaksi Nuklir Kemungkinan terjadinya reaksi nuklir disebut penampang lintang (σ) yang mempunyai dimensi
Lebih terperinciPENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA
PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWTH PADA BERBAGAI
Lebih terperinciRANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)
RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) Epung Saepul Bahrum *, Zaki Su ud *, Abdul waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA
Lebih terperinciANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL
186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR
Lebih terperinciKONTROL 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada
Lebih terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Kebutuhan dunia akan energi listrik semakin meningkat diiringi dengan meningkatnya jumlah penduduk. Terutama Indonesia yang merupakan negara berkembang membutuhkan
Lebih terperinciANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5
ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5 Entin Hartini *, Suwoto **, Zuhair ** ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KRITIKALITAS LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN MCNP5. Untuk separasi uranium
Lebih terperinciBAB 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke
Lebih terperinciBAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR
BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL
ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Suwoto, Hery Adrial, Topan Setiadipura, Zuhair Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS
Lebih terperincidiajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Ada beberapa kategori power/daya yang digunakan, antara lain backbone power, green power dan mobile power. Backbone power adalah sumber energi primer yang selalu tersedia
Lebih terperinciMETODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA Kristiyanti, Tri Harjanto, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd 71 lt 2
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih terperinciDesain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta
Desain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta Rendi Akhbar 1, Galih Anindita 2, dan Mochamad Yusuf Santoso 3 1,2,3 Program studi
Lebih terperinciPENENTUAN 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 terperinciANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)
ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciBAB 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 terperinciSistem 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 terperinciPENENTUAN 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