BAB IV HASIL DAN ANALISIS

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "BAB IV HASIL DAN ANALISIS"

Transkripsi

1 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 dimasukkan sabagai bahan bakar diambil dari data limbah reaktor dari sebuah laporan yang dikeluarkan CEA, Prancis serta dari sebuah jurnal tentang HTR. Persentase komposisi keluaran yang akan digunakan sebagai bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.1. Komposisi Pu dan MA yang dimasukkan sebagai bahan bakar Plutonium dan MA Persentase(%) Np Pu Pu Pu Pu Pu Am Am-242m 0.15 Am Cm

2 Bahan bakar lain yang digunakan adalah Th-232 dan U-233. Kadar U-233 divariasikan dari % sampai 5.0% dan tanpa U-233 dengan menaikkan konsentrasi Pu dan MA dari 1 sampai 3 kalinya. Komposisi tersebut akan dievaluasi untuk studi perbandingan desain reaktor yang optimal untuk daur ulang plutonium dan aktinida minor. Parameter desain yang utama dalam studi ini adalah perbandingan antara volume uap air dan air moderator, Void Coefficient. Pada studi ini akan dihitung fraksi void dari 10% sampai 90%. Kemudian akan dicari komposisi yang bisa membuat nilai kekritisan optimal. Perhitungan input akan dilakukan pada kode komputer SRAC dengan data nuklir dari JENDL-3.2. Pin bahan bakar diasumsikan bernilai hingga GWd/t Hasil Perhitungan Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor Input bahan bakar dengan penambahan U-233 sebesar %. Komposisi Plutonium dan Aktinida Minor yang dimasukkan sebagai bahan bakar adalah 5.58% dan 0.62%. Tabel 4.2. Komposisi Thorium, Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor U E-04 38% Th E % Pu E % Pu E % 37

3 Pu E-04 82% Pu E % Pu E % Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup hasil perhitungan adalah: Faktor Multiplikasi Efektif U-233 (%) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.1. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan U-233 (%), Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void. Hasil perhitungan komposisi ini menunjukkan pada nilai Keff kritis. Pada -30 juga mengalami Keff yang superkritis di setiap nilai burnup. Sedangkan pada -90 menunjukkan Keff yang subkritis. 38

4 Number Density 0E-001 0E-003 0E-005 0E-007 Fraksi Void Days TH-232 U-233 NP-237 PU-238 PU-239 PU-240 PU-241 PU-242 AM-241 AM-242m AM-243 CM-245 Gambar 4.2. Perubahan number density fuel terhadap waktu kerja reaktor untuk U-233 ( %) pada fraksi. Gambar diatas terlihat bahwa buildup sebagian besar absorber ( 237 Np, 239 Pu, 241 Pu, 241 Am, 242m Am, 243 Am dan 245 Cm ) berlangsung sangat efektif sehingga di akhir siklus (EOL = end of cycle)) konsentrasinya mengalami punurunan Input bahan bakar dengan penambahan U-233 sebesar 2.0%. Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.3. Komposisi Thorium,Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor U E % Th E % Pu E % Pu E % Pu E-04 82% Pu E % Pu E % Np E % Am E % 39

5 Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: Faktor Multiplikasi Efektif U-233 (2.0%) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.3. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan U- 233(2.0%), Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void. Hasil perhitungan komposisi ini dari -42 mengalami Keff yang superkritis. Pada -60 menunjukkan Keff yang kritis dan pada -90 menunjukkan Keff yang subkritis Input bahan bakar dengan penambahan U-233 sebesar 3.0%. Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: 40

6 Tabel 4.4. Komposisi Thorium, Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor U E % Th E % Pu E % Pu E % Pu E-04 82% Pu E % Pu E % Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: Faktor Multiplikasi Efektif 1.5 U-233 (3.0%) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.4. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan U-233 (3.0%), Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void. 41

7 Pada gambar diatas terlihat bahwa untuk -70 Keff yang superkritis dan untuk -90 menunjukkan Keff yang kritis Input bahan bakar dengan penambahan U-233 sebesar 4.0%. Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.5. Komposisi Thorium, Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor U E % Th E % Pu E % Pu E % Pu E-04 82% Pu E % Pu E % Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: 42

8 Faktor Multiplikasi Efektif 1.5 U-233 (4.0%) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.5. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan U-233 (4.0%), Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void. Hasil perhitungan menunjukkan Keff yang superkritis di setiap nilai burnup untuk seluruh nilai void Input bahan bakar dengan penambahan U-233 sebesar 5.0%. Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.6. Komposisi Thorium, Uranium, Plutonium dan Aktinida Minor U E % Th E % Pu E % Pu E % Pu E-04 82% Pu E % Pu E % 43

9 Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: Faktor Multiplikasi Efektif U-233 (5.0%) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.6. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan U- 233 (5.0%), Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void. Dalam perhitungan kali ini hasilnyapun menunjukkan Keff yang superkritis di setiap nilai void Input bahan bakar dengan Pu (5.58%) dan MA (0.62%) Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: 44

10 Tabel 4.7. Komposisi Thorium, Plutonium dan Aktinida Minor Th E % Pu E % Pu E % Pu E-04 82% Pu E % Pu E % Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: Faktor Multiplikasi Efektif Pu(5.58%) dan MA(0.62) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.7. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan Pu (5.58%) dan MA (0.62%) untuk berbagai nilai fraksi Void 45

11 Dari grafik terlihat bahwa pada -20 menunjukkan keff yang kritis sedangkan untuk -90 menunjukkan keff yang sub kritis Input bahan bakar dengan Pu (16%) dan MA (4%) Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.8. Komposisi Thorium, Plutonium dan Aktinida Minor Th E % Pu E % Pu E % Pu E % Pu E-04 54% Pu E % Np E % Am E % Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: 46

12 Faktor Multiplikasi Efektif Pu(16%) dan MA(4) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.8. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan Pu (16%) dan MA (4%) untuk berbagai nilai fraksi Void Dari grafik dia atas terlihat ada perubahan, untuk fraksi -30 menunjukkan keff yang superkritis di setiap nilai burn up. Pada fraksi -50 menunjukkan nilai keff yang kritis dan pada fraksi -90 menunjukkan keff yang subkritis Input bahan bakar dengan Pu (16.74%) dan MA (1.86%) Komposisi input bahan bakar adalah sebagai berikut: Tabel 4.9. Komposisi Thorium, Plutonium dan Aktinida Minor Th E % Pu E % Pu E % Pu E % 47

13 Pu E % Pu E % Np E % Am E-04 69% Am-242m E % Am E % Cm E % Dari hasil perhitungan input ini di dapatkan grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup sebagai berikut: Faktor Multiplikasi Efektif Pu(16.74%) dan MA(1.86) 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 Gambar 4.9. Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup pada input dengan Pu (16.74%) dan MA (1.86%) untuk berbagai nilai fraksi Void Dari grafik di atas terlihat keff yang superkritis untuk semua nilai fraksi void Hasil Perbandingan daur ulang untuk berbagai penambahan U-233 serta konsentrasi Pu dan MA 48

14 Dibawah ini grafik plot faktor multiplikasi efektif terhadap burnup untuk berbagai nilai konsentrasi U-233, Pu dan MA : Faktor Multiplikasi Efektif Fraksi 0.00E+00 0E+02 0E E E E+03 0E+04 5E E E E E+04 U-233(%) U-233(2.0%) U-233(3.0%) U-233(4.0%) U-233(5.0%) Pu(5.58%)& MA(0.62%) Pu(16%)& M A(4%) Pu(16.74%)& M A(1.84%) Gambar Perubahan faktor multiplikasi sebagai fungsi burnup untuk berbagai nilai konsentrasi U-233, Pu dan MA pada fraksi % Dari gambar diatas terlihat bahwa dengan peningkatan konsentrasi U-233 menghasilkan nilai Keff yang semakin besar hal ini disebabkan karena atom U- 233 dapat melepaskan netron yang banyak sehingga Keff menjadi meningkat. Serta penambahan konsentrasi Plutonium dan Aktinida Minor dapat menghasilkan nilai Keff yang semakin besar, hal ini karena dengan bertambahnya konsentrasi Pu-239 dan Pu-240 reaksi fisi yang dihasilkan semakin banyak Hasil Perbandingan Reactivity Swing Dibawah ini grafik plot reactivity swing untuk berbagai nilai fraksi void, konsentrasi U-233, Pu serta MA: 49

15 Reactivity Swing Fraksi void U-233(%) U-233(2.0%) U-233(3.0%) U-233(4.0%) U-233(5.0%) 1PuMA 2PuMA 3PuMA Gambar Perubahan Reactivity swing sebagai fungsi fraksi void untuk berbagai nilai konsentrasi U-233, Pu dan MA Reaktor yang paling baik yaitu yang mempunyai nilai Reactivity sewing yang kecil. Dari grafik diatas yang paling optimal adalah untuk konsentrasi Pu(16%) dan MA(4%) tanpa penambahan U

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.

TUGAS 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 terperinci

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan

Lebih terperinci

STUDI 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 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 terperinci

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali

Lebih terperinci

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN

POTENSI 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 terperinci

Analisis 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 ) 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM

STUDI 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 terperinci

Analisis 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 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 terperinci

STUDI PERHITUNGAN KARAKTERISTIK REAKTIVITAS AYUN PADA SISTEM SUB-KRITIK

STUDI 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB 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 terperinci

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

BAB 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Desain 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 terperinci

Reaktivitas Reaktor Nuklir Sebagai Fungsi Burnup dan Waktu Operasi Reaktor a,1) Mohammad Heriyanto b,1) Giffari Alfarizy

Reaktivitas Reaktor Nuklir Sebagai Fungsi Burnup dan Waktu Operasi Reaktor a,1) Mohammad Heriyanto b,1) Giffari Alfarizy Reaktivitas Reaktor Nuklir Sebagai Fungsi Burnup dan Waktu Operasi Reaktor a,1) Mohammad Heriyanto b,1) Giffari Alfarizy a) 10212033 b) 10212037 1) Mahasiswa Program Studi Fisika, Fakultas Matematika dan

Lebih terperinci

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP PADA REAKTOR SUB KRITIS BERDAYA SEDANG BERPENDINGIN Pb - Bi BURN UP CALCULATION OF Pb Bi COOLED MEDIUM SIZED SUBCRITICAL CORE

PERHITUNGAN 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 terperinci

Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini

Kajian 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

BAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan

BAB II TEORI DASAR. Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan BAB II TEORI DASAR 2.1. Reaksi Nuklir 2.1.1. Pendahuluan Proses tumbukan dua inti atomik dan partikel penyusunnya, lalu menghasilkan produk yang berbeda dari partikel awalnya dikenal dengan istilah reaksi

Lebih terperinci

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar

Optimasi 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 terperinci

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR

Lebih terperinci

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR). ISSN 1411 240X Optimasi Geometri Teras Reaktor... (Mega Agustina) OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Mega Agustina,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.

III.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6. DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR TABEL... xi DAFTAR

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Desain 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

Studi Sensitivitas Ketinggian Teras Reaktor dalam Desain Htr Pebble Bed

Studi 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 terperinci

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Telah dilakukan

Lebih terperinci

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari

III. 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 terperinci

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. 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 terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM * 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

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

I. 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 Bima Caraka Putra 1, Yosaphat Sumardi 1, Yohannes Sardjono 2 1 Program Studi Fisika,Jurusan pendidikan

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR

EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcsembcr 200~ EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Nurokhim, Thamzil Las Pusat Pengembangan Pengelolaan

Lebih terperinci

STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK

STUDI 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 terperinci

ANALISIS DAN KONSEP PENANGANAN AKTINIDA MINOR DALAM LIMBAH PLTN MENGGUNAKAN TEKNOLOGI ADS

ANALISIS 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 terperinci

EVALUASI 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. 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 terperinci

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Yunita Anggraini 1), Riyatun 2), Azizul Khakim 3) 1) Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA

Lebih terperinci

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *

ANALISA 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 terperinci

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN

Lebih terperinci

KAJIAN AWAL ASPEK NEUTRONIK DARI RANCANGAN KONSEPTUAL FASILITAS ADS BERBASIS REAKTOR KARTINI

KAJIAN AWAL ASPEK NEUTRONIK DARI RANCANGAN KONSEPTUAL FASILITAS ADS BERBASIS REAKTOR KARTINI Volume 13, Januari 2012 ISSN 1411-1349 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) BATAN JL. Babarsari, Kotak Pos 6101 ykbb, Yogyakarta 55281 Email : tegas_s@batan.go.id ABSTRAK KONSEPTUAL FASILITAS

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Penelitian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di dunia, yang menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar. PLTN

Lebih terperinci

PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR

PERHITUNGAN 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 terperinci

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi

Lebih terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. I.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. I.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia merupakan negara kepulauan terbesar di dunia dengan berbagai macam sumber data alam yang terkandung di dalamnya. Eksplorasi dan Eksploitasi dilakukan demi

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri

Lebih terperinci

PERHITUNGAN 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 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 terperinci

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

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 terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi YANG HANYA MEMERLUKAN INPUT URANIUM ALAM DALAM SIKLUS OPERASINYA. Rida Siti NM dan Zaki Su ud *

STUDI 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 terperinci

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi

Lebih terperinci

RANCANGAN KONSEPTUAL REAKTOR SUBKRITIK UNTUK KAJIAN TRANSMUTASI LIMBAH PLTN BERBASIS REAKTOR KARTINI

RANCANGAN 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 terperinci

ATW (ACCELERATOR DRIVEN TRANSMUTATION WASTE) SEBAGAI TEKNOLOGI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

ATW (ACCELERATOR DRIVEN TRANSMUTATION WASTE) SEBAGAI TEKNOLOGI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR ATW (ACCELERATOR DRIVEN TRANSMUTATION WASTE) SEBAGAI TEKNOLOGI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR DJATI H. SALIMY Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Gedung Batan Pusat Lt. III C Jl.

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

KEANEKARAGAMAN PREDATOR DAN PARASITOID HAMA MANGROVE DI KAWASAN RESTORASI TAMAN NASIONAL SEMBILANG SUMATERA SELATAN

KEANEKARAGAMAN 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 terperinci

SALT. Penghasil & Pengelola

SALT. Penghasil & Pengelola SALT Penghasil & Pengelola Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi/Bahan Bakar Nuklir Bekas (Formulir A) Penghasil Formulir A adalah formulir isian untuk penghasil limbah radioaktif aktivitas tinggi/ bahan

Lebih terperinci

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara

Lebih terperinci

ANALISIS 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 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 terperinci

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

Lebih terperinci

Disusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI

Disusun 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 terperinci

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION Iis Haryati, dan Boybul Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd 20, Serpong, 15313 Email untuk korespondensi:

Lebih terperinci

TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR Erlan Dewita, Djati H Salimy Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta12710 Telp/Fax:

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

STUDI TINGKA T RADIOAKTIVIT AS DAN PANAS PELURUHAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RINGAN SEBAGAI FUNGSI W AKTU

STUDI TINGKA T RADIOAKTIVIT AS DAN PANAS PELURUHAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RINGAN SEBAGAI FUNGSI W AKTU Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah V Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATAN Pusat Penelitian lmu Pengetahuan dan Teknologi-RSTEK SSN 1410-6086 STUD TNGKA T RADOAKTVT AS DAN PANAS PELURUHAN

Lebih terperinci

STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

STUDI 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 terperinci

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

ANALISIS 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 terperinci

RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)

RANCANGAN 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 terperinci

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor

Lebih terperinci

PENGARUH BURN-UP TERHADAP KUANTITAS DAN KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN. Nurokhim

PENGARUH BURN-UP TERHADAP KUANTITAS DAN KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN. Nurokhim Pusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATAN Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK PENGARUH BURN-UP TERHADAP KUANTITAS DAN KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN Nurokhim Pusat Teknology

Lebih terperinci

Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor dengan Reaktor Termal

Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor dengan Reaktor Termal SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 1(B) Mei 2012 Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor dengan Reaktor Termal Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN,

Lebih terperinci

Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor

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

Lebih terperinci

STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU

STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATA ISSN 14106086 Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan TeknologiRISTEK STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENENTUAN 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 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 terperinci

VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR. Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran

VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR. Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran Verifikasi Program PWR-FUEL Dalam Manajemen Bahan Bakar PWR (Surian Pinem) ISSN 4 48 VERIFIKASI PROGRAM PWR-FUEL DALAM MANAJEMEN BAHAN BAKAR PWR Surian Pinem, Tagor M. Sembiring, Tukiran Pusat Teknologi

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN 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 terperinci

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC.

DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC. ISSN 1411 240X Desain Teras Dan Bahan BakarPLTN... (Sungkowo Wakyu Santoso) DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC Sungkowo Wahyu Santoso

Lebih terperinci

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL 186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

INVESTIGASI AWAL PERFORMA NEUTRONIK ONLINE REFUELING PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR

INVESTIGASI AWAL PERFORMA NEUTRONIK ONLINE REFUELING PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR Investigasi wal Performa Neutronik... (ndi Purnama) INVESTIGSI WL PERFORM NEUTRONIK ONLINE REFUELING PSSIVE COMPCT MOLTEN SLT RECTOR ndi Purnama Jati, ndang Widi Harto, lexander gung Jurusan Teknik Fisika,

Lebih terperinci

PEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP

PEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP PEMODELAN REAKTOR JENIS HIGH TEMPERATURE REACTOR (HTR)-10 MENGGUNAKAN CODE MVP Disusun oleh : BARA WAHYU RAMADHAN M0212021 SKRIPSI PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

Lebih terperinci

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

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

Lebih terperinci

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Penggunaan uranium sebagai bahan bakar pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) selain menghasilkan tenaga listrik dapat juga menghasilkan bahan

Lebih terperinci

ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10

ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 ANALISIS NILAI KOEFISIEN REAKTIVITAS SUHU BAHAN BAKAR DAN MODERATOR PADA HTR-10 RADINA QISMA JABAR SASMITA M0213073 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains

Lebih terperinci

ANALISIS 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. 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 terperinci

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR PARAMETER

Lebih terperinci

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP TERAS PWR MENGGUNAKAN KODE MONTE CARLO N-PARTIKEL TRANSPORT Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK SIMULASI KRITIKALITAS DAN BURN-UP

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DAN GELAS-LIMBAH

KARAKTERISTIK PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DAN GELAS-LIMBAH Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT

STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT STUDI DAN KAJIAN DATA NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT Suwoto dan Zuhair Abstract. STUDY AND ASSESSMENT OF GENERATION IV REACTOR NUCLEAR DATA WITH FAST NEUTRON SPECTRA. Generation

Lebih terperinci

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang

Lebih terperinci