Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2019 - 2024

2.012

P-Index

This Author published in this journals

All Journal Jurnal Penelitian Saintek Jurnal Ilmu Dasar SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir JURNAL FISIKA Jurnal Fisika Unand SEMIRATA 2015 JOURNAL ONLINE OF PHYSICS Jurnal Fisika FLUX Science and Technology Indonesia Jurnal Penelitian Sains PROSIDING SEMINAR NASIONAL FISIKA (E-JOURNAL)

Fiber Monado

Department Of Physics, Faculty Of Mathematics And Natural Sciences, Sriwijaya University, Palembang, 30662, Indonesia

Author-ID : 321821

Biochemistry, Genetics & Molecular Biology Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Chemistry Computer Science & IT Control & Systems Engineering Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Education Electrical & Electronics Engineering Energy Environmental Science Materials Science & Nanotechnology Mathematics Physics Other

Published : 16 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

1 2

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN Ariani, Menik; Supardi, Supardi; Monado, Fiber; Suâ€™ud, Zaki
SEMIRATA 2015 Prosiding Bidang Fisika
Publisher : SEMIRATA 2015

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (377.862 KB)

Selain pertimbangan sumberdaya thorium(Th) dunia yang besar (sekitar 3 kali lebih besar dari sumber daya uranium), penggunaan bahan bakar basis thorium juga akan mengurangi jumlah limbah radioaktif. Kajian ini membahas sistem reaktor berpendingin gas yang digabungkan dengan skema pembakaran CANDLE yang dimodifikasi, untuk reaktor berukuran kecil dan berumur panjang, dengan thorium alam sebagai input dalam setiap siklus bahan bakarnya. Sistem ini dapat memanfaatkan sumber daya thorium secara efisien tanpa memerlukan unit pengolahan dan pengayaan. Oleh karena itu penggunaan pembangkit listrik tenaga nuklir ini dapat memanfaatkan energi nuklir secara optimal tanpa masalah proliferasi nuklir. Survey parameter yang menentukan tercapainya target desain meliputi kritikalitas dan level burn-up bahan bakar. Investigasi lebih lanjut terkait perbandingan antara penggunaan thorium dengan uranium sabagai bahan bakar dilakukan pada desain teras reaktor penghasil daya listrik berukuran 500 MWth. Katakunci: reaktor, thorium alam,burn-up,CANDLE, kritikalitas

Analisis Gejala Chaos pada Dobel Pendulum Fiber Monado
Jurnal Penelitian Sains No 9 (2001)
Publisher : Faculty of Mathtmatics and Natural Sciences

Telah dilakukan alanisis gejala chaos pada dobel pendulum. Analisis dilakukan dengan grafik times series, diagram ruang fasa dan plot Poincare. Diperoleh tiga karakteristik utama dinamika gerak: periodik, quasiperiodik dan chaos. Masing-masing keadaan dicapai bila dimasukkan kondisi awal posisi dan momentum yang bersesuaian.

Studi Pengembangan Sistem Pengukuran Photoluminescence Menggunakan Detektor CCD Idha Royani; Fiber Monado
Jurnal Penelitian Sains No 7 (2000)
Publisher : Faculty of Mathtmatics and Natural Sciences

Telah dilakukan studi awal pengembangan sistem pengukuran photoluminescence menggunakan detektor CCD. Di sini dibuat suatu rangkaian yang menghubungkan CCD ini ke perangkat lainnya seperti pulsa generator dan power supply serta menyusun perangkat lunak sehingga detektor ini dapat berfungsi sebagai sensor cahaya. Untuk menguji kebenaran kinerja dari sistem digunakan Light Emitting Diode (LED) sebagai sumber cahaya, juga digunakan detektor PMT sebagai pembanding. Dan ternyata hadilnya menunjukkan kesesuaian, jadi dapat disimpulkan bahwa sistem telah bekerja dengan baik.

Analisis Distribusi Temperatur Media Penampung Bahan Bakar Bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE) Menggunakan FLUENT 6.3 Balya Lutviana Laila Saro; Fiber - Monado; Muhammad - Subekti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS DISTRIBUSI TEMPERATUR MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN FLUENT 6.3. Konsep dan desain reaktor daya eksperimental (RDE) adalah mengacu pada HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) dari teknologi Jerman yang telah diterapkan pada HTR-10 di Cina yang dirancang menggunakan bahan bakar yang berbentuk pebble bed. Setelah bahan bakar nuklir dimanfaatkan dalam reaktor nuklir, bahan bakar bekas tersebut kemudian akan masuk ke dalam tempat penampungan sementara. Penelitian ini dikhususkan pada aspek temohidrolik karena peranannya yang sangat penting untuk menjamin keselamatan media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Oleh karena itu diperlukan alat bantu berupa progam (software) komputer dalam proses penganalisaan distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Program yang digunakan adalah FLUENT 6.3. Hasil perhitungan menunjukan bahwa terjadi penurunaan temperatur secara bertahap pada bahan bakar bekas di setiap posisinya, dari titik pusat di posisi 0 m sebesar 110°C ke dinding media penampung di posisi 0,3 m sebesar 30°C. Sehingga dari hasil tersebut distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas reaktor daya eksperimental dapat dianggap aman tanpa kerusakan akibat dari panas

Desain Konseptual Teras Reaktor Cepat Berumur Panjang Berpendingin S-CO2 dengan Bahan Bakar Uranium Metalik Alam Rahma Darmawati; Menik Ariani; Fiber Monado
Jurnal Fisika Unand Vol 9, No 3 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dibuat sebuah desain konsep teras reaktor cepat berpendingin S-CO2 dengan bahan bakar uranium metalik alam yang dapat beroperasi dalam waktu yang lama (berumur panjang). Metode penyusunan bahan bakar dilakukan menggunakan strategi burn-up modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities and power shape During Life of Energy production). Strategi pembakaran CANDLE yang dimodifikasi dengan region pertama berada di dekat region terakhir telah diterapkan. Perhitungan teras reaktor dilakukan menggunakan modul CITATION pada sistem kode SRAC (Standard Reactor Analysis Code). Tahap awal penelitian dengan menghitung sel bahan bakar menggunakan modul PIJ sebagai input siklus telah dilakukan. Parameter perhitungan yang diamati adalah nilai faktor multiplikasi efektif (k-eff), distribusi daya arah aksial dan radial serta reaktivitas pada teras reaktor. Hasil perhitungan menunjukkan nilai k-eff dari awal siklus pembakaran sekitar 1,0490 hingga akhir siklus sebesar 1,0598. Distribusi daya arah aksial paling besar terjadi pada ketinggian teras 115 cm yaitu sebesar 1,9824 watt/cc. Sedangkan untuk distribusi daya arah radial paling besar terjadi di tengah teras yaitu sebesar 2,1697 watt/cc. Nilai reaktivitas rata-rata selama waktu operasi sebesar 0,0562. Berdasarkan hasil tersebut, keadaan teras reaktor memenuhi syarat untuk beroperasi. The conceptual design of a fast reactor core has been made with S-CO2 as a coolant and natural metallic uranium as a fuel, which can operate for a long time (long-life reactor). The fuel preparation method uses a strategy of burn-up modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide density, and power shape During Life of Energy production). The modified CANDLE burning strategy with the first region near the last region has been implemented. The reactor core calculation is performed using the CITATION module on the SRAC (Standard Reactor Analysis Code) code system. The initial phase of research by counting fuel cells using the PIJ module as a cycle input has been carried out. The calculation parameters observed were effective multiplication factor (k-eff), axial and radial power distribution, and reactivity on the reactor core. The calculation results show the k-eff value from the burning of life (BOL) cycle around 1.0490 until the end of the cycle of 1.0598. The largest axial power distribution occurs at the reactor core height of 115 cm, equal to 1.9824 watts/cc, whereas the largest radial power distribution occurs in the center of the core, which is equal to 2.1697 watts/cc. The average reactivity value during the operation time of around 0.0562. Based on these results, the reactor core condition qualifies for operation.

STUDI AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR ELEMEN BAHAN BAKAR REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS Balya Lutviana Laila Saro; Fiber Monado; Menik Ariani
Jurnal Penelitian Saintek Vol 25, No 2 (2020)
Publisher : Institute of Research and Community Services, Universitas Negeri Yogyakarta

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.21831/jps.v25i2.27744

Tujuan dari penelitian ini adalah menganalisis desain reaktor berdasarkan aspek termal hidrolik dan melakukan perhitungan distribusi temperatur elemen bahan bakar pada kondisi tunak. Perhitungan dilakukan secara komputasi dengan menggunakan MATLAB (MATrix LABoratory). Metode yang digunakan ialah studi literatur dan perhitungan komputasi. Studi awal distribusi temperatur elemen menggunakan bahan bakar reaktor cepat berpendingin gas atau Gas-cooled Fast Reactor (GFR). GFR ini didesain dengan bahan bakar uranium metal (U-10%wtZr), pendingin Helium (He), kelongsong stainless steel 316 (SS316) dan daya 500 MWt. Untuk menghitung distribusi temperatur elemen bahan bakar maka akan digunakan dengan asumsi distribusi kerapatan daya di dalam bahan bakar merata ke segala arah baik untuk arah radial maupun aksial dan transfer panas berlangsung pada keadaan tunak untuk 1 kanal pendingin.Perhitungan distribusi temperatur elemen bahan bakar pada kondisi tunak dilakukan dengan menggunakan persamaan-persamaan yang diadaptasi dari Duderstadt dan Hamilton. Hasil penelitian ini menunjukan bahwa reaktor berada dalam batas aman dengan temperatur maksimum berada di bawah nilai titik leleh bahan bakar, sehingga dari keadaan ini dapat menunjang keamanan pengoperasian reaktor.PRELIMINARY STUDY OF THE ELEMENT TEMPERATURE DISTRIBUTION OF GAS-COOLED FAST REACTORThe study was aimed at analyzing the design of the reactor based on thermal-hydraulic aspects and calculating the temperature distribution of the fuel element under steady conditions. The calculations were done computationally using MATLAB (MATrix LABoratory). The method used was the study of literature and computational calculations. Preliminary studies of the temperature distribution of the elements using a Gas-cooled Fast Reactor (GFR). The GFR is designed with uranium metal fuel (U-10% wtZr), Helium cooler (He), 316 stainless steel cladding (SS316) and 500 MWt power. To calculate the temperature distribution of the fuel element, assuming the distribution of the power density in the fuel is evenly distributed in all directions. All directions for both radial and axial direction and heat transfer took place under steady-state for 1 cooling channel. The calculation of the temperature distribution of the fuel element under steady-state performed using equations adapted from Duderstadt and Hamilton. The results of this study indicate that the reactor is within safe limits with maximum temperatures below the value of the melting point of the fuel. The conclusion was it is able to support the safety of the reactor operation.

Desain Konseptual Reaktor Cepat Berpendingin Karbondioksida dan Berbahan Bakar Uranium Alam Dengan Daya 2400 MW Enda Susanty; Menik Ariani; Idha Royani; Zaki Su'ud; Fiber Monado
Jurnal Fisika FLUX Vol 17, No 2 (2020): Jurnal Fisika Flux: Jurnal Ilmiah Fisika FMIPA Universitas Lambung Mangkurat
Publisher : Lambung Mangkurat University Press

This paper presents the design concept of a carbon dioxide-cooled fast reactor. This reactor utilize U-10%Zr as fuel and SS316 as cladding. The strategy of modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities and power shape During Life of Energy production) was applied for burnup in the core with power 2400 MW. The reactor core calculations were performed with a cylindrical geometry that is varied on the height and diameter of the core using a set of CITATION and PIJ modules on the SRAC (Standard Reactor Analysis Code) program. The ideal core size was obtained with a high of 350 cm, and a diameter of 240 cm with the resulting survey parameter are effective multiplication factor(keff), excess reactivity, radial and axial power distribution, and power peaking. The reactor core reaches a critical condition with keff 1.05 and excess reactivity 5.3% and radial power peaking 1.73. Optimization was done with power flattening, that is by dividing the core into two parts with a fuel fraction of 60% for the inner part with thick of 80 cm and fuel fraction of 65% for the outer part with thick of 40 cm, the results are 1.013, 1.3% and 1.5 for keff, excess reactivity, and radial power peaking, respectively.

Design of Gas-Cooled Fast Reactor 600MWth with Natural Uranium As Fuel Circle Input Menik Ariani; Zaki Su’ud; Fiber Monado
Jurnal ILMU DASAR Vol 14 No 1 (2013)
Publisher : Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Jember

This article presents the conceptual design of gas-cooled fast reactor (helium), the small size of the long-lived 600 MWth. Early stages of the design is to determine the geometry of the terrace, the value of the volume fraction and the mass fraction of fuel, cladding and coolant structure to calculate the parameters of reactivity, burnup, power distribution and density changes nuclides U238 and Pu239. The calculation is done using SRAC-CITATION code. SRAC code with JENDL-3.2 Data nuclides produced macroscopic cross section values for the eight energy group. Multi-group numerical solution of diffusion equations for 2-D geometry terrace RZ performed by CITATION code. The study results showed that the scheme Modified CANDLE, thermal power output is 600 MWth, with a fuel cycle for 10 years. This reactor has the advantage of requiring only the input of natural uranium in the fuel cycle, without the need for enrichment processes that affect the economic value. Keywords : Reactor, natural uranium, modified candle, burnup

Analisis Jumlah Rongga Tercetak pada Ion Imprinted Polymer (IIPs)-Fe(III) Yang disintesis menggunakan Metode Cooling-heating Hesti Dwi Kartika; Jorena Jorena; Fiber Monado; Idha Royani
Jurnal Penelitian Sains Vol 24, No 1 (2022)
Publisher : Faculty of Mathtmatics and Natural Sciences

Polimer Fe(III) berbasis Ion Imprinted Polymers atau yang disebut IIPs-Fe (III) telah berhasil disintesis menggunakan metode cooling-heating dengan asam metakrilat (MAA) sebagai monomer fungsi, etilen glikoldimetakrilat (EDGMA) sebagai pengikat silang, benzoil peroksida (BPO) sebagai inisiator, dan acetonitril sebagai pelarut. NIP (Non Imprinted Polymer) juga disintesis tanpa menggunakan zat aktif Fe(III) yang berfungsi sebagai polimer pembanding. Polimer Fe(III) yang dihasilkan selanjutnya digerus dan diekstraksi dengan menggunakan etanol (8,5 mL), air deionisasi (15 mL), dan HCl (8 mL; 1 M) untuk memisahkan ion Fe (III) dari polimer. Setelah diekstraksi kemudian hasilnya dikarakterisasi menggunakan FTIR, XRD dan SEM. Hasil FTIR menunjukkan adanya gugus fungsi khas pada setiap ikatan atom yang menjadi penyusun pada polimer IIPs-Fe(III). Berdasarkan hasil FTIR, terjadi perubahan % transmitansi pada polimer sebelum dan setelah ekstraksi, yaitu untuk gugus C=O nilai % transmitansi berubah dari 75% menjadi 82,5%, gugus C-H dari 94% menjadi 95%, gugus C-O dari 74% menjadi 75%, dan gugus C=N dari 92,5% menjadi 95%. Hal ini menunjukkan bahwa ion Fe(III) telah berkurang dari IIPs-Fe(III) akibat proses ektraksi. Hasil XRD menunjukkan bahwa nilai FWHM sedikit turun dari 1,911 nm menjadi 1,910 nm. Hal ini menunjukkan tidak terjadi perubahan yang signifikan pada ukuran kristalitnya. Sedangkan dari analisis SEM diperoleh informasi bahwa jumlah rongga yang tercipta pada IIPs-Fe (III) untuk ukuran <100nm sebanyak 237 rongga.

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti; Menik Ariani; Fiber Monado
PROSIDING SEMINAR NASIONAL FISIKA (E-JOURNAL) Vol 6 (2017): PROSIDING SEMINAR NASIONAL FISIKA (E-JOURNAL) SNF2017
Publisher : Program Studi Pendidikan Fisika dan Program Studi Fisika Universitas Negeri Jakarta, LPPM Universitas Negeri Jakarta, HFI Jakarta, HFI

Abstrak Thorium dapat dijadikan alternatif bahan bakar nuklir. Namun, karena thorium alam tidak memiliki isotop fisil maka pada tahap awal pembakaran perlu ditambahkan nuklida fisil seperti Pu-239. Penelitian ini menyajikan studi parameter hasil dari perhitungan sel bahan bakar berbasis thorium dengan atau tanpa penambahan plutonium-239. Fraksi volume sel yang digunakan yaitu 65% fuel, 10 % stainless steel sebagai cladding dan 25% helium sebagai coolant. Parameter yang dihitung adalah faktor multiplikasi efektif (keff), faktor multiplikasi infinite (kinf), rasio konversi dan perubahan densitas nuklida hasil dari reaksi fisi sepanjang waktu burnup bahan bakar. Beberapa parameter neutronik hasil perhitungan sel dapat menunjukkan pengaruh dari penambahan plutonium-239 terhadap tingkat kekritisan reaktor. Kata-kata kunci: Sel bahan bakar, thorium, plutonium, burnup Abstract Thorium can be used as an alternative nuclear fuel. However natural thorium (thorium-232) has no fissile isotope, so in the early stages of burning should be added fissile nuclides such as Plutonium-239. This study presents the results of a parameter study of calculation thorium-based fuel cells with or without addition of plutonium-239. The volume fraction of cells used is 65% fuel, 10% stainless steel as a cladding and 25% helium as the coolant. Neutronic parameters calculated was the effective multiplication factor (keff), infinite multiplication factor (kinf) and nuclide density changes as the result from the fission nuclides over time burnup fuel. Those parameters indicated the influence of plutonium-239 addition to the level of critical reactor. Keywords: Fuel cell, thorium, plutonium, burnup.

Co-Authors Akmal Johan Amalia Amalia Balya Lutviana Laila Saro Balya Lutviana Laila Saro Canti Dwi Putri Damri Damri Enda Susanty Erry Koriyanti Erwin Alparis Fitri Suryani Arsyad Hesti Dwi Kartika Idha Royani Idha Royani Idha Royani Jorena Jorena Jorena Jorena, Jorena Maimuna Maimuna Maimuna Maimuna, Maimuna Menik Ariani Menik Ariani Menik Ariani Menik Ariani Muhammad - Subekti Rahma Darmawati Ridha Mayanti Suâ€™ud, Zaki Supardi Supardi Wulan Gontina Zaki Su'ud Zaki Su’ud

Title

Found 16 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 16 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 16 Documents
Search