STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *
|
|
- Sukarno Kusuma
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Studi desain reaktor cepat berpendingin Pb-Bi (Lead-bismuth cooled Fast Reactor-LFR) berbasis bahan bakar uranium alam telah dilakukan pada penelitian ini. Reaktor ini menggunakan UN-PuN sebagai bahan bakar dan timbalbismuth sebagai pendingin serta dapat dioperasikan tanpa pengisian ulang bahan bakar selama 15 tahun dengan initial excess reactivity 9%. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode sistem SRAC dan JENDL-32 library, dengan model teras cylindrical cell dua dimensi R-Z. Optimasi desain reaktor dilakukan agar reaktor dapat beroperasi dengan bahan bakar uranium alam. Caranya dengan membakar uranium alam selama 90 tahun dan meletakkan hasil burn up masing-masing tahun dalam reaktor dengan konfigurasi tertentu. Penempatan bahan bakar dalam teras reaktor diatur sedemikian sehingga uranium alam yang di burn cukup untuk operasi reaktor selama 15 tahun dalam 6 region reaktor. Hasil burn up tahun ke-1 sampai tahun ke-15 ditempatkan di region ke-6, hasil burn up tahun ke-16 sampai tahun ke-30 ditempatkan di region ke-1, hasil burn up tahun ke-31 sampai tahun ke-45 ditempatkan di region ke-2, dan seterusnya, sehingga hasil burn up tahun ke-75 sampai tahun ke-90 ditempatkan di region ke-5. Uranium alam ini awalnya dibakar dengan power level burn up tebakan setiap tahun. Setelah CITATION calculation, akan diperoleh power level baru yang akan digunakan untuk cell calculation berikutnya. Proses diulangi hingga nilai power level yang diperoleh konvergen. Untuk menjaga agar reaktor dapat beroperasi dalam 15 tahun, dilakukan survey fuel-to-coolant ratio yang sesuai. Dengan tinggi dan diameter teras aktif masing-masing 250 cm dan 200 cm, volume fraction yang tepat untuk desain reaktor ini adalah 51% fuel, 14% cladding dan 35% coolant. Kata-kata kunci: LFR, Uranium alam, Plutonium-239, enrichment, excess reactivity. ABSTRACT DESAIN STUDY OF Pb-Bi COOLED FAST REACTOR WITH NATURAL URANIUM FUEL BASE USING SHUFFLING STRATEGY. Design study of Lead-bismuth cooled fast reactor with natural uranium fuel base has been done. The reactors utilize UN-PUN as fuel and timbale-bismuth as coolant and can be operated without refueling for 10 years with initial excess reactivity 9%. Calculation has been done by using SRAC system code and JENDL-32 library, with cylindrical cell two dimensional R-Z core models. Reactor design optimization is evaluated to utilize natural uranium as reactor fuel. Optimization evaluated by burning natural uranium for 90 years and put each of its burn up result per year in reactor with certain configuration. The placement of fuel in core arranged so that the result of natural uranium burnt sufficient for 15 years reactor operation in 6 core region. The 1 st year to 15 th year of burn up result placed at region 6, the 16 th year to 30 th year of burn up result placed at region 1, the 31 st year to 45 th year of burn up result placed at region 2, and so on so that the 75 st year to 90 th year of burn up result place at region 5. This natural uranium initially being burned by guessed power level of * Program Studi Fisika ITB, humairida@yahoo.com 43
2 burn up. After CITATION calculation, new power level will be obtained to be used for the next cell calculation. The process is repeated until the power level value is convergent. To maintain the reactor for 15 years operation, fuel-to-coolant ratio survey has been done. With height and diameter core 250 cm and 200 cm respectively, the appropriate volume fraction for this design is 51% fuel, 14% cladding and 35% coolant. Keywords: LFR, natural uranium, Plutonium-239, enrichment, excess reactivity. PENDAHULUAN Pengembangan dan pemanfaatan energi nuklir selalu disertai oleh tiga isu global, yaitu Nuclear Safety atau keselamatan reaktor nuklir, Radioactive Waste Management atau pengaturan sampah radioaktif, dan Nuclear Non-proliferation atau pembatasan penggunaan bahan nuklir. Isu keselamatan reaktor nuklir dan pengaturan sampah radioaktif telah dipercaya akan tidak menjadi masalah lagi, mengingat sekitar 438 Nuclear Power Plant yang sudah beroperasi hingga tahun 2002 telah membuktikan bahwa energi nuklir sangat aman dan tidak menghasilkan racun yang berbahaya ke atmosfir. Yang masih menjadi permasalahan adalah Nuclear Nonproliferation, yang berkaitan dengan pengaturan dan pembatasan penggunaan bahan bakar nuklir. Seperti yang terjadi di Iran, pengayaan uranium akan menjadi permasalahan politik internasional. Pada penelitian ini dilakukan studi awal untuk melihat kemungkinan merancang reaktor cepat yang berbasis bahan bakar uranium alam. Dengan konsep ini, kita dapat menyediakan bahan bakar nuklir sendiri tanpa memerlukan proses pengayaan uranium yang dapat mengundang kontroversi internasional seperti pada kasus Iran. METODOLOGI Perancangan reaktor cepat berpendingin Pb-Bi ini dilakukan dengan menggunakan kode program SRAC yang dikembangkan oleh JAERI. Uranium alam yang akan digunakan untuk bahan bakar reaktor terlebih dahulu di burn dalam jangka waktu tertentu sehingga menghasilkan bahan bakar fissile yang dapat berfisi di dalam reaktor. Penempatan bahan bakar dalam teras reaktor diatur sedemikian sehingga uranium alam yang di burn selama 90 tahun dalam cell calculation cukup untuk operasi reaktor selama 15 tahun dalam 6 region reaktor. Hasil burn up tahun ke-1 sampai tahun ke-15 ditempatkan di region ke-6, hasil burn up tahun ke-16 sampai tahun ke-30 ditempatkan di region ke-1, hasil burn up tahun ke-31 sampai tahun ke-45 ditempatkan di region ke-2, dan seterusnya, sehingga hasil burn up tahun ke-75 sampai tahun ke-90 ditempatkan di region ke-5. Gambaran penyusunan ini diberikan pada gambar berikut: 44
3 Gambar 1. Penampang Lintang Konfigurasi Teras Reaktor dengan Strategi Shuffling Spesifikasi desain reaktor yang digunakan dalam penelitian ini adalah Tabel 1. Spesifikasi Umum Desain Reaktor Parameter Daya (Termal) Periode Refueling Geometri Teras Karakteristik Teras Bahan Bakar (fuel) Struktur(cladding) Pendingin (coolant) Tipe Pin cell Pin pitch/diameter Tinggi teras aktif Diameter teras aktif Spesifikasi 1500 MWt 15 tahun Cylinder Balance Small-long life core UN dan PuN SS316 Pb-Bi eutectic Cylinder cell 1.41 cm 2.5 m 2 m Untuk selanjutnya, perancangan desain reaktor cepat berpendingin Pb-Bi berbasis bahan bakar uranium alam dengan umur operasi reaktor 15 tahun dilakukan dengan proses sebagai berikut: 45
4 Gambar 2. Flowchart Perhitungan Perhitungan tersebut dilakukan hingga nilai power yang diperoleh konvergen. Selain mencapai konvergensi, parameter yang harus dicapai adalah agar reaktor tersebut dapat beroperasi selama 15 tahun. Untuk mencapai tujuan ini, dilakukan perubahan-perubahan fuel-to-coolant ratio yang akan memberikan gambaran fraksi bahan bakar paling tepat untuk metoda ini. 46
5 HASIL DAN PEMBAHASAN Dengan menggunakan metoda perhitungan seperti pada flowchart di atas, diperoleh hasil faktor multiplikasi efektif untuk beberapa fuel-to-coolant ratio sebagai berikut: Tabel 2. hasil berbagai perbandingan bahan bakar perbandingan fuel cladding coolant k eff awal k eff akhir E E E E E E E E+00 Perhitungan mencapai konvergensi pada iterasi ke-6 dengan Rincian hasil yang diperoleh disajikan dalam grafik-grafik berikut ini 0 6 < ε < 10. Iterasi Power Level untuk fuel 61% power level (MWt/cm) 1.200E E E E E E E E tebakan iterasi 1 iterasi 2 iterasi 3 iterasi 4 iterasi 5 iterasi 6 Gambar 3. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 61% 47
6 Iterasi Power Level untuk fuel 50% power level (MWt/cm) 1.200E E E E E E E E tebakan iterasi 1 iterasi 2 iterasi 3 iterasi 4 iterasi 5 iterasi 6 Gambar 4. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 50% Iterasi Power Level untuk fuel 51% power level (MWt/cm) 1.200E E E E E E E E-04 tebakan iterasi 1 iterasi 2 iterasi 3 iterasi 4 iterasi 5 iterasi 6 Gambar 5. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 51% 48
7 Iterasi Power Level untuk fuel 52.5% power level (MWt/cm) 1.200E E E E E E E E tebakan iterasi 1 iterasi 2 iterasi 3 iterasi 4 iterasi 5 iterasi 6 Gambar 6. Grafik hasil iterasi power level untuk fraksi bahan bakar 52.5% k-eff 1.22E E E E E E E E E+00 k eff untuk fuel 61% Series1 Series2 Series3 Series4 Series5 Series6 k-eff 1.20E E E E E E-01 k eff untuk fuel 50% Series1 Series2 Series3 Series4 Series5 Series6 Gambar 7. Grafik k eff hasil semua iterasi untuk fraksi bahan bakar 61% dan 50% k-eff 1.18E E E E E E E E E E E-01 k eff untuk fuel 51% iterasi1 iterasi2 iterasi3 iterasi4 iterasi5 iterasi6 k-eff k eff untuk fuel 52.5% 1.20E E E E E E E E E E E E Series1 Series2 Series3 Series4 Series5 Series6 Gambar 8. Grafik k eff hasil semua iterasi untuk fraksi bahan bakar 51% dan 52.5% 49
8 Reaktor dengan input bahan bakar uranium alam menggunakan strategi shuffling dapat beroperasi selama 15 tahun dengan presentasi bahan bakar : cladding : coolant = 51 : 14 : 35, dengan rentang power density di masing-masing region sebagai berikut: Tabel 3. Hasil Power Level pada Semua Region region power (MW/cm) Power density (W/cc) E E E E E E E E E E E E KESIMPULAN Dalam penelitian ini telah dirancang sebuah reaktor cepat bertipe LFR berbahan bakar UN-PuN. Dengan memanfaatkan siklus bahan bakar U-Pu dan strategi shuffling, berhasil dirancang sebuah reaktor yang mempunyai masa refuelling period selama 15 tahun. Strategi ini dilakukan dengan mem-burn uranium alam selama 90 tahun yang hasil pembakarannya dijadikan bahan bakar untuk operasi reaktor. Teras reaktor dibagi menjadi 6 region, yang masing-masing region diisi dengan hasil pembakaran masing-masing 15 tahun uranium alam. Reaktor ini memiliki geometri teras silinder 2- D (R-Z) dan menggunakan tipe geometri sel bahan bakar cylindrical cell. Selain itu reaktor ini menggunakan fraksi volum bahan bakar sebesar 51% dengan fraksi volum coolant sebesar 35% dan fraksi volum cladding sebesar 14%. DAFTAR PUSTAKA 1. DUDERSTADT, JAMES J., Nuclear Reactor Analysis, New York: John Wiley & Sons., OKUMURA, KEISUKE, The Comprehensive Neutronics Calculation Code System, JAERI WALTAR, ALAN E. DAN ALBERT B. REYNOLDS,. Fast Breeder Reactors, New York: Pergamon Press
9 4. Laboratorium Nuklir, FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir. Bandung: ITB. 5. T. R. ALLEN AND D. C. CRAWFORD, Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges. Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations, SNM, RIDA.. Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi Yang Hanya Memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya. Program Studi Fisika ITB, DISKUSI DARWIS ISNAINI Yang saya tahu dari reaktor CANDU, elemen baku U-alam dilakukan refueling tiap hari. Bagaimana di dalam makalah ini disebut tanpa refueling 10 tahun. Jelaskan secara fisisnya? RIDA SNM Uranium alam dalam teras diburn terlebih dahulu selama 90 tahun dengan PIJ burn pada cell calculation SRAC pembakaran ini akan menghasilkan nuklida-nuklida fisil, terutama Pu 239 yang digunakan sebagai bahan bakar reactor cepat. Secara neutronik, perhitungan dengan SRAC ini mungkin dilakukan dengan periode pengisian bahan bakar 15 tahun. Secara fisis belum dianalisis apakah metode ini mungkin atau tidak mungkin direalisasikan. MAIRING Asumsi tentang Sistim Pemanas pada teras reaktor. Mohon Penjelasan? RIDA SNM Pada penelitian ini analisis sistem pemanas pada teras reaktor tidak dilakukan. 51
10 ZUHAIR Tolong diberi penjelasan mengapa menggunakan SRAC dalam studi desain reaktor cepat padahal umumnya memanfaatkan TWOTRAN dan CITATION FBR dengan library SLAROM. RIDA SNM Karena code program yang tersedia di lab kami sejauh ini adalah SRAC dan FI-ITB CH1 (Program buatan Pak Zaki). SRAC digunakan karena menyediakan opsi untuk reaktor cepat (bisa dipakai untuk menghitung dan menganalisis sistem neutronik reaktor) DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Rida Siti Nur aini M, M.Si 2. Tempat/Tanggal Lahir : Ciamis, 18 Agustus Instansi : Fisika-ITB 4. Pekerjaan / Jabatan : Mahasiswa 5. Riwayat Pendidikan : (setelah SMA sampai sekarang) S1 Fisika- ITB ( ) S2 Fisika ITB ( ) 6. Publikasi (Makalah) : Studi Desain Reaktor Cepat Berpendingin Pb-Bi yang hanya memerlukan Input Uranium Alam dalam Siklus Operasinya. LKSTN 17, BATAN, Agustus 2006 Rida Siti NM. Design Study of Pb-Bi Cooled Fast Reactors Which Fuel Cycle Input is Natural Uranium. The 10 th International Conference, NPP Safety and Personnel Training. Obninsk, Russia. October Rida Siti NM and Zaki Su ud. Design Study of Long Life Pb-Bi Cooled Reactors With natural Uranium as Fuel Cycle Input Using Radial Fuel Shuffling Strategy. International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering. Bandung, Indonesia. November Zaki Su ud and Rida Siti NM. Feasibility Analysis of Nuclear Energy System for Developing Countries Which Can Utilize Natural Uranium/Thorium Efficiently without Embedded Enrichment plant nor Reprocessing plants. International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering. Bandung, Indonesia. November
11 Zaki Su ud, Abdul Waris and Rida Siti NM. Development of Long Life Pb-Bi Cooled Fast Reactors FP Group Constant Treatment. The 2 nd Asian Physics Symposium. Bandung, Indonesia. November Iyos Subki, Asril Pramutadi, S.N.M. Rida, Zaki Su'ud, R. Eka Sapta, S. Muh. Nurul, S. Topan, Yuli Astuti and Sedyartomo Soentono. The utilization of thorium for long-life small thermal reactors without on-site refueling. Progress in Nuclear Energy, Elsevier Volume 50, Issues 2-6, March-August 2008, Pages
ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut
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 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 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 terperinciPOTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN
POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado
Lebih 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 terperinciPENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com
Lebih 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 terperinciBAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN
BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK 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 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 terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Rida Siti NM dan Zaki Su ud *
STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN Pb-Bi YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM LM DLM SIKLUS OPERSINY Rida Siti NM dan Zaki Su ud * BSTRK STUDI DESIN REKTOR CEPT BERPENDINGIN PB-BI YNG HNY MEMERLUKN INPUT URNIUM
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 terperinciTUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.
STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi
Lebih 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 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 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 terperinciANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *
ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan
Lebih terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM TUGAS AKHIR Karya tulis sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana dari Institut Teknologi Bandung oleh : MERI
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN ANALISIS
BAB IV HASIL DAN ANALISIS 4.1. Komposisi Masukan Perhitungan dilakukan dengan menjadikan uranium, thorium, plutonium (Pu), dan aktinida minor (MA) sebagai bahan bakar reactor. Komposisi Pu dan MA yang
Lebih terperinciRisalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )
RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PbBi DAYA 200 MW(t) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI Epung Saepul Bahrum *, Dian Fitriyani *, Zaki Su ud *, Abdul Waris *, Bambang
Lebih terperinciOptimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar
Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendinin Gas denan Uranium Alam sebaai Bahan Bakar Dora Andris*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *doraandris18.93@mail.com
Lebih terperinciOPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT
OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis
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 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 terperinciSTRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI
STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI ZAKI SU UD Jurusan Fisika Institut Teknologi Bandung, Jl. Ganesha 10, Bandung 40132, Telp.022-253-4094,
Lebih terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Lebih terperinciOPTIMASI 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 terperinciSTUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2
Studi Tentang Fisibilitas Daur Ulang Aktinida Minor dalam BWR (Abdul Waris) ISSN 1411-3481 STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR Abdul Waris 1* dan Budiono 2 1 Kelompok Keilmuan
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 terperinciDESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR
DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN
Lebih terperinciKEANEKARAGAMAN PREDATOR DAN PARASITOID HAMA MANGROVE DI KAWASAN RESTORASI TAMAN NASIONAL SEMBILANG SUMATERA SELATAN
ARTIKEL KEANEKARAGAMAN PREDATOR DAN PARASITOID HAMA MANGROVE DI KAWASAN RESTORASI TAMAN NASIONAL SEMBILANG SUMATERA SELATAN KESIAPSIAGAAN MASYARAKAT NAGARI BATU BAJANJANG MENUJU NAGARI TANGGUH BENCANA
Lebih terperinciPERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,
Lebih terperinciAnalisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium
Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Muhammad Ilham 1,a), Sidik Permana 1,b) 1 Laboratorium Fisika Nuklir, Kelompok Keilmuan Fisika Nuklir
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 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 terperinciKelompok 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 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 terperinciSTUDI DESAIN HTTR DENGAN PENDINGIN PB-BI BERBAHAN BAKAR URANIUM DAN THORIUM
STUDI DESAIN HTTR DENGAN PENDINGIN PB-BI BERBAHAN BAKAR URANIUM DAN THORIUM TUGAS AKHIR Diajukan Untuk Memenuhi Syarat Kelulusan Tahap Sarjana di Program Studi Fisika Institut Teknologi Bandung oleh Deby
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih terperinciII. 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 terperinciPERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE
Prosidin Semirata2015 bidan MIP BKS-PTN Barat PERHITUNGN BURN UP PD REKTOR SUB KRITIS BERDY SEDNG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CLCULTION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICL CORE Nur ida* UIN Syarif
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 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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,
Lebih terperinciOPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)
OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :
Lebih 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 terperinciSTUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD
STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa
Lebih terperinciANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA
ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA Mohamad Ali Shafii 1,4, Ade Gaffar Abdullah 2,4, Menik Ariani 3,4, S. H. J. Tongkukut 5 1 Jurusan
Lebih 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 terperincidiajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202
Lebih 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam
Lebih terperinciANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR
ISSN 1411 240X Analisis Perubahan Massa Bahan Fisil dan... (Anis Rohanda) ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda Pusat Teknologi
Lebih terperinciSTUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud *
STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud * ABSTRAK STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI
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 terperinciKajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini
Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Bagian dari PROGRAM INSENTIF PENINGKATAN KEMAMPUAN PENELITI DAN PEREKAYASA TAHUN 2011 Tegas Sutondo Disampaikan
Lebih terperinciIII. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari
19 III. METODE PENELITIAN A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 2013 sampai dengan bulan Mei 2013. Adapun tempat dilaksanakannya
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT
Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR
Lebih terperinciSTUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK
STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK Marsodi *, As Natio Lasman*, RB. Wahyu*,, K. Nishihara **, T. Osugi**, K. Tsujimoto**,, Marsongkohadi*,, and Zaki Su ud ***, ABSTRAK
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 terperinciANALISIS DAN KONSEP PENANGANAN AKTINIDA MINOR DALAM LIMBAH PLTN MENGGUNAKAN TEKNOLOGI ADS
ISSN 1410-6957 ANALISIS DAN KONSEP PENANGANAN AKTINIDA MINOR DALAM LIMBAH PLTN MENGGUNAKAN TEKNOLOGI ADS Silakhuddin Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb,
Lebih terperinciANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK
ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciIMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN
IMPLEMENTASI METODE MULTIOBJECTIVE SIMULATED ANNEALING DALAM OPTIMASI SUSUNAN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR PWR MENGGUNAKAN CODE COREBN Christina Novila Soewono, Alexander Agung, Sihana Jurusan Teknik Fisika
Lebih terperinciSOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP
SOLUSI NUMERIK PERSAMAAN DIFUSI NEUTRON PADA TERAS REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE ITERASI JACOBI PARALEL MENGGUNAKAN OPENMP Frans Madah Basoaro Wau, Imam Taufiq dan Afdal Program Pascasarjana, Jurusan Fisika
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi
Lebih terperinciDisusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI
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 terperinciTINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak
7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Energi Nuklir Energi nuklir merupakan salah satu energi alternatif atas masalah yang ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak lingkungan yang ditimbulkannya
Lebih terperinciSTUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
Proceedin Seminar dan Workshop Nasional Pendidikan Teknik Elektro (SWNE) FPTK Universitas Pendidikan Indonesia 11 Desember 2010 STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM
Lebih terperinciPLTN GENERASI LANJUT, PERKEMBANGAN TEKNOLOGI DAN PROSPEK APLIKASINYA DI MASA DEPAN
Pidato Ilmiah Guru Besar Profesor Zaki Su'ud PLTN GENERASI LANJUT, PERKEMBANGAN TEKNOLOGI DAN PROSPEK APLIKASINYA DI MASA DEPAN Balai Pertemuan Ilmiah ITB Hak cipta ada pada penulis Pidato Ilmiah Guru
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen
Lebih terperinciASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI
ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI Oleh NAUSA NUGRAHA SP. 04 02 02 0471 DEPARTEMEN TEKNIK MESIN PROGRAM STUDI TEKNIK MESIN
Lebih terperinciEXECUTIVE SUMMARY PENELITIAN DISERTASI DOKTOR
EXECUTIVE SUMMARY PENELITIAN DISERTASI DOKTOR Pengembangan Komputasi Skala Besar Dan Pemodelan Reduksi Laju Korosi Baja Pada Sistem Transfer Panas Reaktor Berbasis Coolant Logam Cair Menggunakan Metode
Lebih terperinciPeran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia
Peran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia Ade Gafar Abdullah Electrical Power Systems Research Group (EPSRG) Electrical Engineering Departement Indonesia University of Education
Lebih terperinciWebsite : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek
ANALISIS PENGARUH FRAKSI VOLUME NANOPARTIKEL Al 2 O 3 TERHADAP KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA DI TERAS REAKTOR NUKLIR BERBAHAN BAKAR SILINDER DENGAN SUSUNAN SUB BULUH SEGI ENAM Anwar Ilmar
Lebih terperinciPENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS
PENGARUH PENGAYAAN URANIUM TERHADAP NILAI FAKTOR MULTIPLIKASI EFEKTIF (k eff ) REAKTOR SUHU TINGGI HTR PROTEUS Disusun oleh : YUDHA EKA PRATOMO M0209057 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR. Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN
ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Sigma Epsilon ISSN 0853-9103 ABSTRAK ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN
Lebih terperinciRANCANGAN KONSEPTUAL REAKTOR SUBKRITIK UNTUK KAJIAN TRANSMUTASI LIMBAH PLTN BERBASIS REAKTOR KARTINI
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Volume 15, Nomor 2, Desember 2013 RANCANGAN KONSEPTUAL REAKTOR SUBKRITIK UNTUK KAJIAN TRANSMUTASI LIMBAH PLTN BERBASIS REAKTOR KARTINI Syarip, Tegas Sutondo, Edi Triyono
Lebih terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciANALISIS PERSAMAAN DIFUSI RUANG-WAKTU SILINDER 1-DIMENSI PADA KECELAKAAN REAKTOR UTOP (UNPROTECTED TRANSIENT OVER POWER) UNTUK JENIS REAKTOR CEPAT
J. Sains MIPA, Agustus 2009, Vol. 15, No. 2, Hal.: 100-110 ISSN 1978-1873 ANALISIS PERSAMAAN DIFUSI RUANG-WAKTU SILINDER 1-DIMENSI PADA KECELAKAAN REAKTOR UTOP (UNPROTECTED TRANSIENT OVER POWER) UNTUK
Lebih terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciAnalisis netronik 3-D tentang Skenario SUPEL pada BWR
1 DESKRIPSI RISET I (Daur Ulang Secara Langsung Limbah Nuklir dengan Metode SUPEL Menuju Zero Release Waste) 1.1 Deskripsi singkat Kebutuhan energi global yang terus meningkat menjadi salah satu pendorong
Lebih terperinciANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-
74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN
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 terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciDiterima editor 02 September 2011 Disetujuai untuk publikasi 03 Oktober 2011
I PERFORMA NEUTRONIK BAHAN BAKAR LiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 PADA SMALL MOBILE-MOLTEN SALT REACTOR S.N. Rokhman, A.Widiharto, Kusnanto Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada. Jl. Grafika
Lebih terperinciStudi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed
Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed Zuhair Abstrak: HTR pebble bed adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar pebble dan berpendingin gas helium dengan teras densitas
Lebih 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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN WATER INGRESS YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP USWATUN CHASANAH M0213093 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
Lebih terperinciVERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI
VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi
Lebih terperinciSTUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWT DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016 Batam, 4-5 Agustus 2016 STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWT DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH Faisal Fuad Nursyahid 1, Topan Setiadipura
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 terperinciAPLIKASI PAKET PROGRAM MOLDY UNTUK KARAKTERISASI SIFAT BAHAN Fe, Pb, Bi DAN PENDINGIN REAKTOR Pb-Bi
APLIKASI PAKET PROGRAM MOLDY UNTUK KARAKTERISASI SIFAT BAHAN Fe, Pb, Bi DAN PENDINGIN REAKTOR Pb-Bi Alan Maulana *, Zaki Suud *, Hermawan K.D **, Khairurijal * ABSTRAK APLIKASI PAKET PROGRAM MOLDY UNTUK
Lebih terperinciSTUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK
STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED Zuhair, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN
Lebih terperinciANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI
Khodijah Amini, dkk. ISSN 0216-3128 109 ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI Khodijah Amini 1, Riyatun 1, Suharyana 1, Azizul Khakim
Lebih terperinci