Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega

tridam
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : 1411240X EISSN : 25279963 DOI : -

Core Subject : Science,

Energy Materials Science & Nanotechnology

Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir "TRI DASA MEGA" adalah forum penulisan ilmiah tentang hasil kajian, penelitian dan pengembangan tentang reaktor nuklir pada umumnya, yang meliputi fisika reaktor, termohidrolika reaktor, teknologi reaktor, instrumentasi reaktor, operasi reaktor dan lain-lain yang menyangkut reaktor nukli. Frekuensi terbit tiga (3) kali setahun setiap bulan Februari, Juni dan Oktober.

Arjuna Subject : -

Articles 5 Documents

Search results for , issue "Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018" : 5 Documents clear

NEUTRON AND GAMMA SPECTRUM ANALYSIS OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) Rosilatul Zailani; Gani Priambodo; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

MCNPX was used to design a three-dimensional model of Kartini Research Reactor (KRR) as a neutron source and performed criticality calculation. The criticality calculation of the reactor aims to obtain the neutron and gamma spectrum by simulating the fission reaction inside the reactor core. Total source histories were 105 per cycle, when the number of cycle for criticality calcutation was 1000 cycles with 60 skipped cycles. The reactor criticality according to the simulation result is 1.00179±0.00007. The total neutron flux on ring A, B, C, D, E and F inside the reactor core are respectively 6.553×1011 n/cm2s, 4.53×1012 n/cm2s, 4.167×1012 n/cm2s, 3.751×1012 n/cm2s, 2.914×1012 n/cm2s and 3.107×1012 n/cm2s. The total gamma flux is 6.956×1011 particles/cm2s, 4.838×1012 particles/cm2s, 4.398×1012 particles/cm2s, 3.962×1012 particles/cm2s, 2.953×1012 particles/cm2s and 2.013×1012 particles/cm2s, respectively for each ring. Thermal neutron fluxes recorded on the base of radial piercing beamport were 4.678×1010 n/cm2s, with the epithermal neutron flux of 5.37×109 n/cm2s and fast neutron flux of 4.17×1010 n/cm2s. The gamma flux on that side reaches 4.22×1012 particles/cm2s. On the 92-cm-ranges from the base inside radial piercing beamport, both neutron and gamma flux decrease up to 5.11×108 n/cm2s for thermal neutron flux, 4.598×106 n/cm2s for epithermal neutron flux, 2.55×107 n/cm2s for fast neutron flux and 8.214×1010 particles/cm2s for gamma flux. In conclusion, the spectrum yield from this study can be use to define the source spectrum of the simulations and optimations prior to BNCT pre-clinical trial (in vivo/in vitro test) use KRR radial piercing beamport.Keywords: BNCT, radial piercing beamport, Kartini Research Reactor, neutron spectrum, gamma spectrum ANALISIS SPEKTRUM NEUTRON DAN GAMMA UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) DI REAKTOR KARTINI. MCNPX telah digunakan untuk memodelkan bentuk 3 dimensi dari Reaktor Kartini sebagai sumber neutron dan melakukan perhitungan kekritisan. Perhitungan kekritisan reaktor bertujuan untuk mendapatkan spektrum neutron dan gamma dengan mensimulasikan reaksi fisi yang terjadi di dalam inti reaktor. Jumlah source histories adalah 105 per iterasi, dimana banyaknya iterasi yang dilakukan dalam perhitungan kritikalisasi adalah 1000 iterasi dengan jumlah iterasi yang dilewatkan adalah 60 iterasi. Nilai kekritisan reaktor sesuai dengan hasil simulasi adalah 1,00179±0,00007. Fluks neutron total pada ring A, B, C, D, E and F di dalam inti reaktor masing-masing adalah 6,553×1011 n/cm2s, 4,53×1012 n/cm2s, 4,167×1012 n/cm2s, 3,751×1012 n/cm2s, 2,914×1012 n/cm2s and 3,107×1012 n/cm2s. Total fluks gamma adalah 6,956×1011 partikel/cm2s, 4,838×1012 partikel/cm2s, 4,398×1012 partikel/cm2s, 3,962×1012 partikel/cm2s, 2,953×1012 partikel/cm2s dan 2,013×1012 partikel/cm2s, masing-masing untuk tiap ring. Fluks neutron termal hasil perekaman pada pangkal beamport tembus radial adalah 4,678×1010 n/cm2s, dengan fluks neutron epitermal sebesar 5,37×109 n/cm2s dan fluks neutron cepat sebesar of 4,17×1010 n/cm2s. Fluks gamma pada bagian tersebut mencapai 4,22×1012 partikel/cm2s. pada jarak 92 cm dari pangkal beamport tembus radial, fluks neutron dan gamma turun mencapai 5,11×108 n/cm2s untuk fluks neutron termal, 4,598×106 n/cm2s untuk fluks neutron epitermal, 2,55×107 n/cm2s untuk fluks neutron cepat dan 8,214×1010 partikel/cm2s untuk fluks gamma. Kesimpulannya, spektrum yang dihasilkan pada studi kali ini dapat digunakan untuk mendefinisikan sumber dalam simulasi dan optimasi terutama untuk keperluan uji pre-klinis (uji in vivo/ in vitro) BNCT menggunakan beamport tembus radial Reaktor Kartini. Kata kunci: BNCT, beamport tembus radial, Reaktor Kartini, spektrum neutron, spektrum gamma

RADIONUCLIDE CHARACTERISTICS OF RDE SPENT FUELS Ihda Husnayani; Pande Made Udiyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Reaktor Daya Eksperimental (RDE) is a 10 MWth pebble-bed High Temperature Gas-cooled Reactor that is planned to be constructed by National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN) in Puspiptek complex, Tangerang Selatan. RDE utilizes low enriched UO2 fuel coated by TRISO layers and loaded into the core by means of multipass loading scheme. Determination of radionuclide characteristics of RDE spent fuel; such as activity, thermal power, neutron and photon release rates; are very important because those characteristics are crucial to be used as a base for evaluating the safety of spent fuel handling system and storage tank. This study is aimed to investigate the radionuclide characteristics of RDE spent fuel at the end of cycle and during the first 5 years cooling time in spent fuel storage. The method used to investigate the radionuclide characteristics is burnup calculation using ORIGEN2.1 code. In performing the ORIGEN2.1 calculation, one pebble fuel was assumed to be irradiated in the core for 5 cycles and then decayed for 5 years. At the end of the fifth cycle, it is obtained that the total activity, thermal power, neutron production, and photon release rates from all radionuclides inside one spent fuel are approximately 105.68 curies, 0.41 watts, 2.65 x 103 neutrons/second, and 1.79 x 104 photons/second, respectively. The results for the radionuclides characteristics during the first 5 years cooling time in the spent fuel storage show that the radioactivity characteristics from all radionuclides are rapidly decreasing at the first year and then slowly decreasing at the second until the fifth year of cooling time. The results obtained in this study can provide data for safety evaluation of fuel handling and spent fuel storage, such as the calculation of sourceterm, radiation dose rate, and the determination of radiation shielding.Keywords: RDE, spent fuel, radionuclide activity, thermal power, neutron production, photon releaserates KARAKTERISTIK RADIONUKLIDA DI DALAM BAHAN BAKAR RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor tipe Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas dengan daya termal 10MW yang akan dibangun oleh BadanTenagaNuklirNasional (BATAN) di kawasanPuspiptek, Tangerang Selatan. RDE menggunakan bahan bakar UO2 yang dilapisi dengan lapisan TRISO dan dimasukkan ke dalam teras RDE menurut skema multipass (5 siklus). Penentuan karakteristik radionuklida di dalam bahan bakar RDE; seperti aktivitas, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton; adalah sangat penting karena informasi karakteristik ini diperlukan sebagai dasar untuk melakukan evaluasi keselamatan system penanganan dan penyimpanan bahan bakar bekas. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis karakteristik radionuklida bahanbakar RDE setelah 5 siklus dan pada 5 tahun pertama pendinginan ditempat penyimpanan bahan bakar bekas. Metode yang digunakan dalam menghitung karakteristik radionuklida adalah menggunakan program ORIGEN2.1. Satu bola bahan bakar RDE diasumsikan diiradiasi selama 5 siklus dan kemudian meluruh selama 5 tahun. Pada akhir siklus, diperoleh hasil aktivitas total, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton dari seluruh radionuklida di dalam satu bola bahan bakar RDE sebesar 105,68 curies, 0,41 watts, 2,65 x 103 neutron/detik, dan 1,79 x 104 foton/detik. Hasil untuk karakteristik radionuklida selama 5 tahun penyimpanan menunjukkan bahwa karakteristik radioktivitas radionuklida menurun dengan cepat pada tahun pertama dan kemudian menurun lebih lambat pada tahun kedua hingga tahun kelima. Hasil perhitungan karakteristik radionuklida dari penelitian ini dapat digunakan sebagai basis untuk analisis keselamatan penanganan dan penyimpanan bahan bakarbekas RDE.Kata kunci:RDE, bahan bakar bekas, aktivitas radionuklida, daya termal, produksi neutron, laju foton

DETERMINATION OF MAINTENANCE PRIORITY INDEX (MPI) FOR COMPONENTS ON RSG-GAS SAFETY SYSTEM Entin Hartini; Sukmanto Dibyo; Santosa Pujiarta
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.2.4283

Reliability management is an activity to ensure no failure of all equipment when operated. Reliability management can be optimized to minimize costs or eliminate failures and causes. Critical equipment is the condition of a potentially damaging component affecting the operational reliability of the system. The criticality level of each equipment determines its impact on the operating system and the direction of maintenance improvement. The research was conducted on the main system/component of the operating system and performed at the level of reliability improvement. The purpose of this research is to prioritize the reliability of systems and equipment for safety systems using System & Equipment Reliability Prioritization (SERP). Determination of component criticality level on reliability management based on category rankings of frequency data and duration of interference with certain criteria as well as system aspects, safety, quality and cost. From the evaluation results it can be concluded that the MPI of the RSG-GAS system/ component for the top 5 if sorted are KBE01 AP-01-02, PA01-02 / CR001, KBE02 AA-01/ AA-02, JE-01 (AP01-02 ) and JNA10 / 20/30 BC001 with MPI values 143,101, 95, 90 and 60.Keywords: Maintenance, priority, index, safety system, RSG-GAS PENENTUAN MAINTENANCE PRIORITY INDEX (MPI) UNTUK KOMPONEN PADA SISTEM KESELAMATAN RSG-GAS. Manajemen keandalan merupakan suatu kegiatan untuk menjamin tidak terjadinya suatu kegagalan pada seluruh komponen saat dioperasikan. Dengan manajemen keandalan dapat dilakukan optimasi untuk meminimumkan biaya atau menghilangkan kegagalan dan penyebabnya. komponen kritis merupakan kondisi suatu komponen yang berpotensi mengalami kerusakan yang berpengaruh pada keandalan operasional sistem. Tingkat kekritisan dari setiap komponen menentukan dampaknya terhadap sistem operasi dan arah penyempurnaan pemeliharaan. Penelitian dilakukan pada sistem/komponen yang utama dari sistem operasi dan dilakukan pada level peningkatan keandalan. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan indeks prioritas pemeliharaan (MPI) untuk peringkat keandalan sitem/komponen pada system keselamatan menggunakan metode System & Equipment Reliability Prioritization (SERP). Penentuan tingkat kekritisan komponen pada manajemen keandalan berdasarkan peringkat kategori dari data durasi dan frekuensi gangguan dengan kriteria tertentu serta aspek sistem, keselamatan, kualitas dan biaya. Dari hasil evaluasi dapat disimpulkan bahwa MPI dari sistem/komponen RSG-GAS untuk 5 teratas jika diurutkan adalah: KBE01 AP-01-02, PA01-02 / CR001, KBE02 AA-01 / AA-02, JE-01 (AP01-02) dan JNA10 / 20/30 BC001 dengan nilai MPI berturut turut 143,101, 95, 90 dan 60.Kata kunci: Pemeliharaan, prioritas, indeks, sistem keselamatan, RSG-GAS

CARBON DUST IN PRIMARY COOLANT OF RDE: ITS PROBLEM AND SOLUTION Sriyono Sriyono; Topan Setiadipura; Geni Rina Sunaryo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

There are two kinds of impurities in primary coolant of Reaktor Daya Eksperimental (RDE) i.e. gaseous and particulate impurities. Carbon dust as a particulate impurity is generated from abrasion of pebble friction in the core and friction between pebble and refueling pipelines. Due to negative impact to the system, structure and component (SCC), therefore carbon dust must be removed from primary coolant. This paper discusses the carbon dust removal in RDE. The objected of the research is to analyze the helium purification system (HPS) capability of removing carbon dust through particle size distribution analysis. The carbon dust size particle varies from 0.1 µm up to 10 µm regarding to the experiences of high temperature gas cooled reactor (HTGR) operation. Three models have been made by using ChemCAD. First model was using single filter, second model was using 2 filters in series and the last one was using both double filters in series and cyclone. The dust removal total efficiency of first model is 88.70 %, the second model is 98.10% and the last one is 98.89%. The highest efficiency of 98.98 % was achieved in the model that used both double filters and cyclone. The cyclone should be installed in HPS of RDE if there are coarse carbon dust particle, which was found in the primary coolant to increase its dust removal capability.Keywords: Carbon dust problem, primary coolant, particle size distribution, RDE DEBU KARBON PADA PENDINGIN PRIMER RDE: PERMASALAHAN DAN SOLUSINYA. Ada dua jenis pengotor pada pendingin primer RDE yaitu pengotor berbentuk gas dan partikel padat. Debu karbon adalah salah satu pengotor berbentuk partikel padat. Debu ini dihasilkan dari gesekan antara bahan bakar di teras dan gesekan antara bahan bakar dengan pipa pengisian bahan bakar. Karena berdampak negatif terhadap sistem, struktur dan komponen (SSK), maka debu karbon tersebut harus dibersihkan dari pendingin primer. Makalah ini membahas proses pembersihan debu karbon pada pendingin RDE. Tujuan penelitian ini adalah untuk memahami kemampuan sistem pemurnian helium (SPH) dari RDE dalam menghilangkan debu karbon melalui analisis distribusi ukuran partikel. Ukuran distribusi debu karbon divariasikan dari 0,1 µm sampai dengan 10 µm berdasarkan pengalaman operasi HTGR. Tiga model telah dibuat menggunakan perangkat lunak ChemCAD. Model pertama menggunakan filter tunggal, model kedua menggunakan 2 filter yang disusun secara serial dan yang ketiga adalah model menggunakan 2 filter dan cyclone. Efisiensi total pembersihan debu karbon dari model yang pertama 88,70 %, model yang kedua adalah 98,10% and model yang terakhir adalah 98,89%. Efisiensi pembersihan debu karbon tertinggi yaitu 98,98% diperoleh pada model yang menggunakan 2 filter dan cyclone. Untuk meningkatkan kemampuan pembersihan debu karbon, desain SPH RDE perlu ditambahkan cyclone jika ditemukan partikel debu karbon kasar pada saat beroperasi.Kata kunci: permasalahan debu karbon, pendingin primer RDE, distribusi ukuran partikel

EFFECT OF DUKEM INHIBITOR ON AISI 1010 IN THE SECONDARY COOLING SYSTEM OF RSG GAS Rahayu Kusumastuti; Sumaryo Sumaryo; Sriyono Sriyono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The secondary coolant of RSG GAS is an open system whose components are easy to interact with oxygen from surrounding environment to initiate corrosion. Corrosion controls are usually done by adding inhibitors. Dukem inhibitors are one alternative substitute inhibitor that may be used in the secondary cooling system of RSG GAS. The purpose of this study is to find out the optimum dukem concentration that needs to be added to RSG GAS secondary cooling system and to understand the interaction phenomenon between dukem inhibitors and AISI 1010 material. The analysis of orthophospat content as an active compound in dukem inhibitors is done by FTIR and UV-vis spectrophotometer. The phenomenon of interaction between inhibitors and material is studied by FTIR, SEM and XRD. Corrosion test with potentiostat is performed to assess the optimal concentration of dukem inhibitor which should be added. From the results of FTIR analysis, it is known that the active compounds in dukem inhibitors are ortho-phosphate. The analysis using UV-vis spectrophotometer showed that orthophospat concentration is 4.2 ppm. The SEM analysis demonstrated the presence of an inhibitor layer, which is capable of masking the surface porosity. The AISI 1010 material has better corrosion resistance when inhibitor was injected to the coolant of 150 ppm. The corrosion rate decreased by by 45.20% from 10.95 mpy to 6.02 mpy. The type of dukem inhibitor is mixed type inhibitor. Visually, corrosion product was not formed in the AISI 1010 surface during immersed in the inhibitor solution but it is clearly adhered on surface when immersed in solution added by inhibitors. It can be concluded that dukem inhibitors can be used as inhibitors in RSG GAS secondary cooling systems.Keywords: dukem, inhibitor, corrosion, secondary cooling system, RSG GAS. PENGARUH INHIBITOR DUKEM terhadap proses korosi pada SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG GAS. Sistem pendingin sekunder RSG GAS merupakan sistem pendingin resirkulasi terbuka. Komponen pendingin ini mudah berinteraksi dengan udara luar yang mengandung banyak oksigen sehingga dapat mempercepat proses korosi. Salah satu cara pengendalian korosi adalah dengan penambahan inhibitor. Inhibitor dukem merupakan salah satu alternatif inhibitor pengganti yang dapat di gunakan pada sistem pendingin sekunder. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui konsentrasi penambahan dukem yang optimal ke pendingin sekunder RSG GAS dan untuk mengetahui fenomena interaksi inhibitor dukem terhadap material AISI 1010. Analisis kandungan ortophospat sebagai senyawa aktif pada inhibitor dukem dilakukan dengan FTIR dan spektrofotometer uv-vis. Fenomena interaksi antara inhibitor dengan material di lakukan dengan analisis FTIR, SEM dan XRD. Uji korosi dengan potensiostat akan memberikan informasi konsentrasi optimium inhibitor dukem dan tipe inhibitor yang sebaiknya di gunakan. Dari hasil analisis FTIR diketahui bahwa kandungan senyawa aktif pada inhibitor dukem adalah senyawa orto-phospat. Analisis menggunakan spektrofotometer uv-vis memperoleh kadar ortophospat sebesar 4,2 ppm. Analisis SEM menunjukkan adanya lapisan inhibitor yang mampu menutupi porositas (spheroid) pada permukaan AISI 1010. Analisis XRD menunjukkan adanya komposisi produk korosi oksida FeO(OH) pada permukaan AISI 1010 jika tidak ditambahan inhibitor. Material AISI 1010 mempunyai ketahanan terhadap korosi yang lebih baik ketika inhibitor ditambahkan ke dalam pendingin sebesar 150 ppm. Hal ini terlihat dari penurunan kecepatan laju korosi sebesar 45,20% dari 10,95 mpy menjadi 6,02 mpy. Analisis tafel menunjukkan inhibitor dukem merupakan jenis inhibitor campuran. Secara visual, produk korosi tidak terbentuk pada permukaan AISI 1010 ketika direndam dalam larutan inhibitor sedangkan produk korosi terlihat jelas pada specimen tanpa inhibitor. Dari penelitian ini dapat ditarik kesimpulan bahwa inhibitor dukem dapat digunakan sebagai inhibitor pada sistem pendingin sekunder RSG GAS. Kata Kunci : dukem, inhibitor, korosi, pendingin sekunder, RSG GAS

Page 1 of 1 | Total Record : 5

Filter by Year

2018 2018

Filter By Issues

All Issue Vol 26, No 2 (2024): June 2024 Vol 26, No 1 (2024): February 2024 Vol 25, No 3 (2023): October 2023 Vol 25, No 2 (2023): June 2023 Vol 25, No 1 (2023): February 2023 Vol 24, No 3 (2022): October 2022 Vol 24, No 2 (2022): June 2022 Vol 24, No 1 (2022): February (2022) Vol 23, No 3 (2021): October (2021) Vol 23, No 2 (2021): June 2021 Vol 23, No 1 (2021): FEBRUARY 2021 Vol 22, No 3 (2020): OCTOBER 2020 Vol 22, No 2 (2020): June 2020 Vol 22, No 1 (2020): February 2020 Vol 21, No 3 (2019): October 2019 Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019 Vol 21, No 1 (2019): February 2019 Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018 Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018 Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018 Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015 Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014 Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013 Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012 Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011 Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010 Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010 More Issue

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name -

Contact Email -

Phone -

Journal Mail Official jurtdm@batan.go.id

Editorial Address Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location Kota adm. jakarta selatan, Dki jakarta INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA