ANALISIS TERAS REAKTOR CANDLE GAS-COOLED FAST REACTOR (GFR) BERBAHAN BAKAR UR…

The increasing emission of carbon dioxide has driven the need for the development of low-emission energy sources, one of which is Generation IV nuclear reactors. The Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) is a fast reactor concept that offers high efficiency and improved potential for radioactive waste management. This study analyzes the core performance of a GFR based on the CANDLE burn-up concept usin…

STUDI KOMPARASI PADA DESIGN MODIFIED CANDLE GAS COOLED FAST REACTOR (GFR) DEN…

Pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) berbasis Gas Cooled Fast Reactor (GFR) dengan strategi Modifed CANDLE menawarkan solusi alternatif yang efisien dan ramah lingkungan untuk kebutuhan energi yang semakin meningkat, mengingat terbatasnya cadangan bahan bakar fosil. penelitian ini bertujuan untuk menganalisis performa dua jenis bahan bakar nuklir, uranium nitirde (UN) dan thorium nitiride (T…

ANALISIS PRODUK FISI PADA PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR) BERBASIS BAHAN BAKA…

This research analyze fission products in a PWR with a thermal power of 1000 MWth based on MOX uranium fuel. Neutonic calculations for fuel cells and reactor cores can use the SRAC JENDL 4.0 program utilizing the PIJ module and CITATION module. The parameters that are the design targets are infinite multiplication factor (K-inf), burn-up level, conversion ratio, atomic density and effective mul…

STUDI DESAIN SEL BAHAN BAKAR THORIUM OXIDE (TOX) DENGAN VARIASI ENRICHMENT UR…

This study aims to perform a neutronic analysis of a Thorium Oxide (TOX) fuel cell design with varying enrichments of U-235 isotope for application in the core of a Pressurized Water Reactor (PWR) with a thermal power output of 300 MWth. The reactor core is analyzed under two conditions: fully inserted control rods (100%) and fully withdrawn control rods (0%). The fuel used is a (Th, U)O₂ mix…

DESAIN NEUTRONIK TERAS GAS-COOLED FAST REACTOR (GFR) MENGGUNAKAN KODE OPENMC …

GFR merupakan reaktor maju Generasi IV yang beroperasi pada spektrum neutron cepat dengan pendingin helium, memberikan potensi tinggi dalam daur ulang aktinida serta minimalisasi limbah nuklir. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis desain neutronik teras Gas-cooled Fast Reactor (GFR) menggunakan kode simulasi OpenMC dan SRAC. Studi dilakukan dengan pemodelan sel bahan bakar dan teras meng…

SIMULASI OPTIMASI DAYA TERMAL DAN UKURAN TERAS PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGI…

This research study of the optimation of thermal power and core size in a GFR type reactor with natural metallic uranium fuel (U-10%wt Zr), supercritical carbon dioxide (S-CO2) as a coolant, and cladding made of stainless steel 316 with a thermal power of 500 MWt. This research uses a modified CANDLE burnup strategy where the reactor core is divided into 10 regions radial with the same volume. …

UTILISASI REAKTOR RISET

Edition

-

ISBN/ISSN

-

Collation

46 hlm. ; 25 cm

Series Title

-

Call Number

621.483 Utl u

ANALISIS SEL BAHAN BAKAR REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS DENGAN VARIASI BAHAN …

Penelitian ini menganalisis sel bahan bakar berbentuk pin dalam dua jenis bahan bakar campuran yaitu Uranium-Plutonium-Nitrida dan Uranium-Plutonium-Zirkonium. Setiap bahan bakar dilakukan variasi dengan mengubah persentase kandungan Uranium-235 sebanyak 0% hingga 10%. Menggunakan metode Monte Carlo dalam kode program OpenMC, perhitungan dilakukan untuk mendapatkan faktor multiplikasi efektif, …

ANALISIS COMPUTER FLUID DINAMIC (CFD) NANOBUBBLE UNTUK KINERJA PENDINGIN DARU…

The development of large power plants in Indonesia is constrained due to the development of large enough development, but nuScale small power plant is one of the alternatives that can be implemented in Indonesia because of small capital costs, unit construction is easily adjusted to the needs and already uses a passive error system and natural circulation. In addition, the accident factor is ve…

SIMULASI PEMBENTUKAN OZON PADA REAKTOR OZON ELEKTRODA SILINDER MENGGUNAKAN CO…

Nowadays, ozone is known as a strong oxidizing agent, so it is widely used on industrial and household scales. Ozone can be produced using the Dielectric Barrier Discharge method. This research was carried out by simulating COMSOL Multiphysics which had previously been carried out by direct ozone reactor experiments by E Yulainto et al. This reactor is cylindrical, consisting of an outer electr…

PREPARASI DAN KARAKTERISASI NANOMATERIAL BERBASIS POLIOKSOMETALAT TIPE DAWSON…

Preparation of nanomaterial (NH4)6[P-P2Wi8C>62].nH20 with several other coumpund to form (NH4)6[P-P2Wi8062].nH20-Si02, (NH4)6[p-P2Wi8062].nH20-Ti02, (NH4)6[p-P2Wi8062].nH20-ZrOCl2, dan (NH4)6[p- P2Wi8062].nH20-TaCI5 have been carried out. Nanomaterials was characterized using FT-1R spectrophotometer, XRD analysis and SEM analysis. The result show that nanomaterials (NH4)6[p-P2WI8062].nH20-Si02,…

The Elements of NUCLEAR REACTOR THEORY

Edition

-

ISBN/ISSN

-

Collation

vi, 416 p. : ill, ; 24 cm

Series Title

-

Call Number

621.483 Gla e

BOILING WATER REACTORS

Edition

-

ISBN/ISSN

-

Collation

xi, 563 p. : ill, ; 24 cm

Series Title

-

Call Number

621.483 Kra b

Adsorpsi SO2 dengan adsorben CuO/y-Al2O3 dalam reaktor unggun diam

Mengingat batu bara Indonesia memiliki kandungan sulphur berkisar antara 0,1% s.d 9,8%, pembangkit lisrikberbahan bakar batu bara memiliki potensi menghasilkan emisi SO2 di atas baku mutu limgkungan. Dusulfurasi menggunakan adsorben berbasis oksida logam atau campuran oksida logam seperti CuO/ɤ-A12O3 berpotensi untuk di kembangkan. Teknik ini memiliki ke unggulan di antaranyana penyediaan rel…

Desain konseptual sel bahan bakar berbasis uranium oksida untuk reaktor terma…

Penelitian ini membahas mengenai desain konseptual sel bahan bakar berbasis uranium oksida untuk reaktor termal tipe PHWR. Sel bahan bakar yang digunakan adalah tipe annular assembly yang terdiri dari H2O sebagai coolant, alumunium sebagai bahan cladding, dan D2O sebagai moderator neutron. Sel bahan bakar yang diinginkan adalah yang memenuhi tingkat kekritisan selama 60 tahun. Penentuan desain …