PERHITUNGAN DEFLESI BAHAN BAKAR TERAS PWR
|
|
- Yandi Muljana
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 bahan bakar bekas sehingga perlu dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar dengan program komputer yang akurat. Perhitungan tersebut dilakukan untuk menjaga agar keutuhan bahan bakar bekas dalam penyimpanan terjaga dengan baik tidak ada terjadi kecelakaan reaktivitas dan pelelehan bahan bakar dalam penyimpanannya. Dalam penyimpanan, bahan bakar bekas dimasukkan ke dalam suatu rak dengan konfigurasi tertentu yang terbenam dalam kolam penyimpanan. Sistem penyimpan bahan bakar bekas didesain sedemikian rupa sehingga terhindar dari kecelakaan kritikalitas. Perhitungan deflesi bahan bakar teras tipe PWR dilakukan dengan program komputer SCALE5.1 dengan mengasumsikan perangkat bahan bakar ada di dalam teras selama beroperasi 2,8 tahun dengan daya 3411 MWt. Perangkat bahan bakar dengan grid 17 x 17 yang mempunyai fraksi bakar buang rerata 33 GWd/MTU. Material bahan bakar UO2 dengan pengkayaan 3,3 % dan ukuran pelet sesuai dengan perangkat bahan bakar OFA (Optimazed Fuel Assembly). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa jumlah product fisi dan aktinida minor setelah beroperasi 2,8 tahun tidak melampau batas keselamatan hanya 55 % uranium yang terbakar sehingga aman disimpan pada rak penyimpanan bahan bakar bekas tertentu. Kata kunci: Teras PWR, deflesi bahan bakar, penyimpanan bahan bakar bekas, SCALE5.1 ABSTRACT DEFLETION CALCULATION OF PWR CORE FUEL. Calculation of fuel depletion has a high relationship with the safety of spent fuel storage. So it is important to do the calculation of fuel depletion with a high accuracy of computer code. The calculation done to make sure that the integrity of fuel cladding in the fuel storage is still good enough and nothing happen to criticality accident fuel melting in the storage. In storage, spent fuel is always put inside of a cask with certain configuration inside of pond. The system of spent fuel storage which it is designed to avoid the criticality accident. The depletion calculation of PWR fuel is done by SCALE5.1 code with assumption the fuel is inside of the core as long 2.8 years with power of 3411MWt. The fuel assembly hasa grid of 17 x 17 and has average burn-up of 33 GWd/MTU. The meat of fuel assembly is UO2 with enrichment of 3,3 %, the pellet size appropriate with OFA fuel. The result of calculation showed that concentration of fission product and minor actinide after 2,8 years in the core is not violated the safety margin only 55% of uranium has gone so it is safe if put in the certain cask of spent fuel storage. Keywords: PWR core, fuel defletion, spent fuel storage, SCALE5.1 Pusat Pengembangan Informatika Nuklir BATAN Serpong, frida@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Serpong 92
2 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (91-100) PENDAHULUAN Densitas atom berbagai isotop di dalam teras reaktor secara kontinue berubah dengan adanya proses nuklir seperti reaksi fisi (pembelahan), tangapan neutron, dan peluruhan radioaktif. Proses fisi akan menyebabkan terjadinya deplesi bahan bakar atau pengurangan jumlah uranium atau isotop dapat belah seperti U-233, U-235dan Pu-239 di dalam perangkat bahan bakar secara keseluruhan di dalam teras. Tangkapan neutron akan mengurangi jumlah isotop fertil dan akan menghasilkan nuklida transmutasi seperti Pu-239. Konsentrasi nuklida hasil fisi (fission product) akan bertambah seiring dengan beroperasinya reaktor dan kebanyakan isotopnya bersifat radiokatif serta meluruh menjadi isotop baru. Suatu hal yang penting dalam PLTN adalah menjaga keutuhan perangkat bakar di dalam maupun di luar teras. Hal ini dilakukan dengan melihat jumlah konsentrasi nuklida hasil fisi tidak melampau batas. Dijaga agar operasi reaktor dapat meminimalkan isotop hasil fisi di dalam perangkat bakar selama reaktor beroperasi. Dengan berubahnya komposisi isotop di dalam teras dapat mempengaruhi faktor multiplikasi teras dan juga fluks neutron dan distribusi daya. Tentunya perhitungan prediksi deflesi bahan bakar di dalam teras sangatlah penting dalam penentuan persyaratan pemuatan bahan bakar baru. Selanjutnya nuklida hasil fisi dan turunannya setelah meluruh mempunyai tampang lintang serapan yang tinggi dan sangat mempengaruhi reaktivitas teras. Sebagai contoh nuklida Xe mempunyai tampang lintas serapan terhadap neutron termal 2,7x10 6 barns. Hal ini akan sangat mempengaruhi reaktivitas teras secara akumulatif sehingga sering disebut sebagai racun pada teras reaktor. Analisis perubahan komposisi material teras sangatlah rumit karena dalam kenyataannya merupakan fungsi waktu dan posisi sehingga sangat tergantung kepada distribusi fluks neutron. Perubahan komposisi bahan bakar dan material teras relatif lambat sehingga masih dapat dikompensasi dengan menaikkan batang kendali sehingga reaktor tetap terjaga kritis. Dalam arti walaupun perubahan komposisi material teras merupakan fungsi waktu namun perubahan densitas isotop dapat dianalisis secara statik. Karakteristik neutronik teras reaktor dapat dipelajari dngan melakukan perhitungan kritikalitas statik. Untuk menjawab tantangan di atas maka perlu dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar sehingga penanganannya dapat dilakukan dengan baik. Analisis perhitungan deflesi bahan bakar sangat penting dilakukan karena menyangkut keselamatan kritikalitas pada penyimpanan bahan bakar bekas. Diharapkan dengan konfigurasi dan material rak tertentu serta jumlah perangkat maksimum di dalam rak tidak terjadi kecelakaan kritikalitas. Perangkat bahan bakar bekas dapat disimpan dalam waktu yang cukup lama minimal 5 tahun untuk menurunkan radiasinya karena setelah pembakaran di dalam teras reaktor radiasinya sangat tinggi. Dalam makalah ini dilakukan perhitungan deflesi bahan bakar fraksi bahan bakar untuk beberapa perangkat bakar teras PWR. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program SCALE5.1. Dalam penelitian ini dilakukan pemodelan perangkat bahan bakar teras PWR yang telah beroperasi selama satu siklus. Perangkat bahan bakar tersebut diasumsikan mempunyai posisi yang sama didalam teras dan dimodelkan menjadi 93
3 Perhitungan Deflesi Bahan Bakar Teras PWR (Elfrida Saragi, Tukiran S.) perangkat bahan bakar homogen. Perhitungan kisi sel bahan bakar sebagai persiapan data tampang lintang makroskopik dilakukan dengan paket program NITAWL, CENTRM dan KENOV.a. Program ini merupakan beberapa modul yang ada di program besar SCALE5.1 [1]. METODE PERHITUNGAN Modul SAS2H dalam SCALE5.1 mengontrol untuk melakukan perhitungan deflesi dengan menggunakan pustaka tampang lintang 44 group DNF5 dengan menggunakan modul program NITAWL berdasarkan pada persamaan integral Nordheim. Program NITAWL menyelesaikan persamaan integral transport secara numerik dengan metode collision probabilities namun geometrinya sangat sederhana dan terbatas. Metode ini masih dapat digunakan dengan geometri kisi yang sederhana dengan memasukkan faktor Dancoff pada probabilitas kebocoran neutron. Metode integral Nordheim menghasilkan pustaka tampang lintang yang akurat. Program CENTRM (Continuous Transport Module) adalah perhitungan satu dimensi dengan menggunakan persamaan transport Boltzmann. Metode perhitungan ini menitik beratkan pada perhitungan fluks neutron angular yang sangat akurat dengan penyederhanaan model yang digunakan yaitu satuan unit sel. Kemudian dengan penggunaan pembobotan spektrum diperoleh konstanta tampang lintang multi group rerata. Pada umumnya data tampang lintang pustaka CENTRM pada beberapa kondisi temperatur diinterpolasi dengan metode pointwise untuk temperatur yang diinginkan. Sedangkan program KENO-Va adalah perhitungan dengan menggunakan metode Monte Carlo. Tampang lintang dari KENO-V.a digunakan untuk perhitungan deplesi nuklida oleh ORIGEN-S. Semua modul ini ada dalam komputer Scale5.1. Sebagai pembanding digunakan perhitungan deflesi bahan bakar dengan SCALE5.1 dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode difusi neutron (NEWT code) Kisi Sel Bahan Bakar & Tabung Pengarah Kisi sel dimodelkan seperti pada Gambar 1, menunjukkan satu unit kisi sel bahan bakar penyusun perangkat bahan bakar PWR Material kisi sel bahan bakar tersusun dari bahan bakar UO 2, kelongsong Zr-4 dan moderator H 2 O. Dalam pemodelannya maka kisi sel bahan bakar dibagi menjadi 8 daerah yang terdiri dari 3 daerah bahan bakar, 1 daerah void yang berisi udara, 1 daerah kelongsong dan bagian terluar 3 daerah moderator. Kisi sel tabung pengarah terbuat dari Al, bagian dalam dan luar tabung berupa air ringan (H 2 O). Ukuran geometri kisi sel bahan bakar dan tabung pengarah pada Tabel 1. Gambar 2 menunjukkan perangkat bahan bakar UO 2 PWR yang tersusun dari 264 kisi sel bahan bakar dan 25 tabung pengarah. Di dalam gambar tersebut tabung pengarah ditunjukkan dengan kotak yang diarsir berwarna hitam. Bentuk perangkat bahan bakar PWR berupa bujur sangkar simetris 90 dengan 94
4 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (91-100) ukuran 21,42cm 21,42cm. Posisi pin rod setiap ¼ perangkat bahan bakar membentuk sudut simetris 45. Sehingga dalam pembuatan input data, maka penomoran material untuk sub-region (daerah) hanya setengah dari seluruh bagian yang ada. Tabel 1. Ukuran geometri kisi sel bahan bakar dan tabung pengarah Kisi sel bahan bakar Tabung pengarah Bahan bakar R1 = 0,4095 (cm) Moderator R1 = 0,3400 (cm) Void R2 = 0,4180 (cm) Kelongsong R2 = 0,5400 (cm) Kelongsong R3 = 0,4750 (cm Moderator L = 1,3200 (cm) Moderator L = 1,3200 (cm) Gambar 1. Sel satuan bahan bakar Tabung Pengarah Sel UO 2 Tabung Instrumen Desain Perangkat Bakar Teras PWR Gambar 2. Perangkat bahan bakar teras PWR Perangkat bahan bakar yang digunakan dalam teras PWR tidak semuanya sama. Ada beberapa jenis perangkat bahan bakar yang digunakan tergantung pada jenis teras PWRnya. Namun dalam perhitungan ini diambil salah satu saja yaitu perangkat bakar jenis Westinghouse dengan grid 17 x17 OFA. 95
5 Perhitungan Deflesi Bahan Bakar Teras PWR (Elfrida Saragi, Tukiran S.) Tabel 2. Parameter desain berbagai perangkat bakar PWR Parameter desain Westinghouse 17 x 17 OFA ABB CE Westinghouse 15 x 15 ABB CE 14 x14 FA Pitch (cm) Jumlah batang bahan bakar Jumlah tabung instrument Jumlah tabung pengarah Jumlah batang racun dapat bakar Tipe bahan bakar UO2 UO2 UO2 UO2 Pengkayan 4 % 4,6 % 3,4 % 4 % Densitas bahan bakar , Material kelongsong Zirkaloy Zirkaloy zirkaloy Zirkaloy Diameter luar batang bahan 0,7975 0,8262 0, bakar Diameter dalam kelongsong 0,8225 0,8432 0, Diameter luar kelongsong 0,9385 0,9702 0, Pitch batang bahan bakar 1,2675 1,2852 1, Radius dalam tabung 0,5613 1,143 1, instrumen Radius luar tabung instrumen 0, ,2446 1, Material tabung pengarah Zirkaloy Zirkaloy Zirkaloy Zirkaloy HASIL DAN PEMBAHASAN Dari hasil perhitungan terhadap perangkat bahan bakar PWR yang tersusun dari 264 batang bahan bakar dan 25 kisi sel tabung pengarah dengan menggunakan program kumputer SCALE5.1 dapat ditunjukkan pada Tabel 3. Hasil perhitungan tersebut menunjukkan bahwa jumlah isotop yang dihasilkan dengan pembakaran selama 2,83 tahun menghasilkan produk fisis dan aktinida minor. Isotop atau nuklida yang berhubungan dengan kredit fraksi bakar adalah :U-234 U-235 U- 238 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 dan Am-241. Ada tiga isotop atau nuklida yang sangat berpengaruh pada perhitungan kritikalitas reaktor yaitu nuklida U-235, Pu-239 dan Pu-241 karena nuklida ini dapat menyumbangkan reaktivitas positif pada teras reaktor. Nuklida hasil fisi dan aktinida minor ada 28 nuklida yaitu: U-234 U-235 U-236 U-238 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 Am-241 Am-243 Np-237 Mo-95 Tc-99 Ru-101 Rh-103 Ag-109 Cs-133 Sm-147 Sm-149 Sm-150 Sm-151 Sm-152 Nd- 143 Nd-145 Eu-151 Eu-153 dan Gd-155. Hasil perhitungan menyatakan bahwa nuklida yang dihasilkan oleh karena deflesi bahan bakar tidak ada yang melebihi batas keselamatan konsentrasinya. Prediksi konsentrasi isotop dapat dilihat pada Tabel 3 dan Tabel 4. 96
6 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (91-100) Tabel 3. Hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCALE5.1 a Nuklida u234 u235 u236 u238 pu238 pu239 pu240 pu241 pu242 np237 am241 am243 cm242 cm243 cs134 cs137 nd143 nd144 nd145 nd146 cm244 cm245 cm246 cm247 ru106 am242m Waktu (tahun) dan deflesi (gram) 0 tahun 1,05 tahun 1,85 tahun 2,83 tahun 3.999E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E-01 97
7 Perhitungan Deflesi Bahan Bakar Teras PWR (Elfrida Saragi, Tukiran S.) Tabel 4. Hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCALE5.1 b Nuklida u234 u235 u236 u238 pu238 pu239 pu240 pu241 pu242 np237 am241 am243 cm242 cm243 cs134 cs137 nd143 nd144 nd145 nd146 cm244 cm245 cm246 cm247 ru106 am242m Waktu (tahun) dan deflesi (gram) 0 tahun 1,05 tahun 1,85 tahun 2,83 tahun 3.999E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E-01 Tabel 3 adalah hasil perhitungan konsentrasi nuklida dalam perangkat bahan bakar dengan program SCALE5.1a dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode difusi neutron (NEWT code). Tabel 4 adalah hasil perhitungan konsentrasi nuklida dengan SCAL5.1b dimana perhitungan transport neutronnya menggunakan metode Monte Carlo (KENO-Va). Pada kedua perhitungan ini model yang digunakan adalah ¼ perangkat bahan bakar. Dari kedua perhitungan tersebut ada perbedaan yang tidak signifikan, misalnya pada Tabel 3 jumlah U-235 pada akhir siklus adalah 1,800E04 gram sedangkan pada Tabel 4 adalah 1,805E04 gram. Namun yang digunakan adalah yang menggunakan perhitungan transport neutron dengan metode Monte Carlo yang lebih teliti. Dapat dilihat bahwa besarnya uranium yang 98
8 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 (91-100) terbakar selama bahan bakar di dalam teras adalah 55 %. Awalnya jumlah jumlah U ,09 Kg setelah dibakar selama 2,83 tahun maka U-235 tinggal 18,02 Kg artinya bahwa tidak semua bahan bakar uranium bisa dibakar sampai habis, karena keutuhan bahan bakar bisa rusak. Hal ini sudah sesuai dengan kriteria keselamatan bahan bakar. Setelah bahan bakar ini dikelurkan dari dalam teras reaktor maka akan dimasukkan ke rak penyimpanan bahan bakar bekas didinginkan hingga 5 tahun agar panas dan radiasinya meluruh. Setelah itu akan diproses ulang yaitu mengambil uranium dan plutonium yang akan digunakan sebagai bahan bakar nuklir dan keperluan lain. KESIMPULAN Hasil perhitungan SCALE5.1 yang menggunakan pustaka tampang lintang 44group energi neutron dari ENDF/B-V menunjukkan bahwa perhitungan deflesi bahan bakar teras PWR merupakan perhitungan yang akurat sehingga program Scale 5.1 dapat digunakan untuk memprediksi jumlah konsentrasi isotop didalam bahan bakar bekas. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa jumlah konsentrasi isotop uranium dalam bahan bakar hanya 55 % yang terbakar sehingga keutuhan perangkat bahan bakar masih terjaga dan jumlah produk fisi dan gas hasil fisi masih tetap ada di dalam perangkat bahan bakar. Jumlah isotop hasil fisi dan aktinida minor di dalam suatu perangkat bakar sangat tergantung pada derajat bakar yang dibakar, daya reaktor dan pengkayaan uranium awal. Namun setelah dihitung maka perangkat bahan bakar tersebut dapat disimpan dalam rak penyimpan sebagai bahan bakar bekas dijamin tidak akan menimbulkan kecelakaan reaktivitas karena sudah sesuai dengan kriteria keselamatan yang ditetapkan. DAFTAR PUSTAKA 1. SCALE, A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations, ORNL/TM-2005/39, Version 5.1, Vols. I III, Available from Radiation Safety Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory as CCC-732, November SALIMIN, Z, Pemikiran Pengelolaan Bahan Bakar Bekas Untuk Operasi PLTN Di Masa Yang akan Datang, Prosiding Seminar XII Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, , Yogyakarta, 5 6 September SALIMIN, Z, Spent Fuel Management Strategy for Future Nuclear Power Plants Operatin in Indonesia, Proceeding of International Conference on Storage of Spent Fuel from Power Reactor, , Vienna, Austria, 2 6 June
9 Perhitungan Deflesi Bahan Bakar Teras PWR (Elfrida Saragi, Tukiran S.) 4. TUKIRAN S, SURIAN P., Analisis Perhitungan Desain Teras PWR Pada Konfigurasi Kritis Dengan SCALE5.1, Proseding Seminar TKPFN-16,77-84, Surabaya SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, ORNL/TM-2005/39, Version 5, Vols. I III, STARBUCS: A SCALE Control Module for Automated Criticality Safety Analyses Using Burnup Credit, Vol. I, Sect. C10 (April 2005). 6. TUKIRAN S, ROKHMADI, Analisis Kritikalitas Pada Sistem Penyimpanan Bahan Bakar Bekas, Proseding Seminar Fisika Nasional, HFI, DRN-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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciBAB III 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 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 terperinciKARAKTERISTIK 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 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 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 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 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 terperinciREAKTOR 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 terperinciKOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP ABSTRAK
KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP Anis Rohanda, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK KOMPARASI HASIL
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 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 terperinciPERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5. Elfrida Saragi, Tukiran S.
PERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5 Elfrida Saragi, Tukiran S. ABSTRAK PERHITUNGAN KRITIKALITAS DESAIN TERAS APR1400 DENGAN MCNP5. Evaluasi desain neutronik teras reaktor APR1400
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 terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
Lebih terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih terperinciANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL
186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciIII.3. Material Fisil dan Fertil III.4. Persamaan Diferensial Bateman III.5. Efek Umpan Balik Reaktivitas Suhu dan Void III.6.
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR TABEL... xi DAFTAR
Lebih 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 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk
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 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 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 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 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 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 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 terperinciANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: KHODIJAH AMINI M0211043 SKRIPSI Diajukan
Lebih terperinciPENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP
PENGEMBANGAN KODE UNTUK ANALISIS KETIDAKPASTIAN PROBABILISTIK PARAMETER INPUT PADA PERHITUNGAN BURN-UP Entin Hartini *, Dinan Andiwijayakusuma *, Nurshinta A.W. *, Zuhair ** ABSTRAK PENGEMBANGAN KODE UNTUK
Lebih terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciPE 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciVERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS
VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
Lebih terperinciAnalisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran
Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha 1,*, Mohammad Ali Shafii 1, Feriska Handayani Irka 1, Zaki Su ud 2 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciREAKTOR 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 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 terperinciDiterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010
Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri
Lebih terperinciSIMULASI 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 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 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 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 terperinciPERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA KERING. Dewi Susilowati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
PERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA KERING Dewi Susilowati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciDESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,
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 terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih 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 terperinciPARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
Lebih terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... x DAFTAR GAMBAR... xiii DAFTAR TABEL... xiv DAFTAR LAMBANG
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 terperinciPENGENALAN 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 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 terperinciPENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ABSTRAK
PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM Anis Rohanda, Ardani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA
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 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 terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
Lebih terperinciPENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor
Lebih terperinciPengaruh 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan
Lebih terperinciBAB 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 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 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 terperinciAnalisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY
Analisis Perhitungan Benchmark Keselamatan Kritikalitas Larutan Uranil Nitrat di Teras Slab 280T STACY Zuhair, Suwoto, dan Suharno Abstract: Criticality benchmark experiment at STACY critical facility
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida
Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id
Lebih terperinciPERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF
Tukiran, dkk. ISSN 0216-3128 25 PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF Tukiran S, Tagor MS Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
Lebih terperinciREAKTOR 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 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 terperinci2. 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 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 terperinciPOTENSI 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 terperinciEV 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 terperinciPENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *
Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI
Lebih terperinciANALISIS 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 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 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 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 terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih 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 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 terperinciMODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut
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 terperinciSYNOPSIS 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 terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih 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 terperinciANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
Lebih terperinciSTUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA
STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi
Lebih 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 terperinci