cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
Nur Hasanah
Contact Email
nur.hasanah@batan.go.id
Phone
+6221-5204243
Journal Mail Official
jpen@batan.go.id
Editorial Address
Kawasan Kantor Pusat Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta 12710 Kotak Pos 4390 Jakarta 12043
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 14109816     EISSN : 25029479     DOI : https://doi.org/10.17146/jpen
Core Subject : Science, Social, Engineering,
Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Social Sciences
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir publishes scientific papers on the results of studies and research on nuclear energy development with the scope of energy and electricity planning, nuclear energy technology, energy economics, management of nuclear power plants, national industries that support nuclear power plants, aspects of the nuclear power plant site and environment, and topics others that support the development of nuclear energy.
Arjuna Subject : Energi (semua kategori) - Teknik dan Energi Nuklir
Articles 343 Documents
 14   15   16   17   18 
HTGR KOGENERASI PRODUKSI HIDROGEN UNTUK KONVERSI CO2 MENJADI METANOL Djati Hoesen Salimy; Siti Alimah
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 17, No 2 (2015): Desember 2015
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2015.17.2.2556

Abstract

ABSTRAK HTGR KOGENERASI PRODUKSI HIDROGEN UNTUK KONVERSI CO2 MENJADI METANOL. Telah dilakukan studi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) kogenerasi produksi hidrogen untuk konversi CO2 menjadi metanol. Metode yang digunakan adalah studi pustaka. Tujuan studi adalah menganalisis HTGR yang dikogenerasi dengan proses produksi hidrogen untuk konversi CO2 menjadi metanol sebagai skema teknologi alternatif produksi metanol dengan proses hidrogenasi CO2. Dalam studi disimulasikan bahan baku CO2 diperoleh dengan memanfaatkan emisi CO2 dari PLTU batubara. Dengan skema ini gas alam sebagai bahan baku digantikan dengan air dan CO2, sementara kebutuhan energi panas, kukus dan listrik dipasok dari reaktor HTGR. Hasil studi menunjukkan bahwa HTGR yang dikogenerasi dengan produksi hidrogen proses termokimia siklus iodine-sulfur, dimungkinkan untuk diaplikasikan guna mengkonversi CO2 menjadi metanol. Produksi metanol dengan kapasitas sebesar 14667,7 ton/hari, mampu menghemat gas alam sebesar 15,106 juta MMBTU/tahun yang setara dengan pengurangan laju emisi CO2 sebesar 0,9 juta ton/tahun. Jika ditambah serapan emisi CO2 dari PLTU sebagai bahan baku sebesar 691428,6 ton per tahun, potensi penghematan laju emisi CO2 sebesar 1,6 juta ton/tahun. Pasokan energi panas, kukus dan listrik dari reaktor HTGR dengan daya 2×600 MWt dapat memenuhi kebutuhan proses produksi, dengan kelebihan listrik sebesar 92 MWe. Total kelebihan listrik yang dapat disambungkan ke jaringan sebesar 196 MWe, yang berasal dari PLTU batubara (104 MWe) dan reaktor HTGR (92 MWe). Kata kunci: HTGR kogenerasi, dekomposisi air, hidrogenasi CO2, metanol, emisi CO2 ABSTRACTHTGR COGENERATION TO HYDROGEN PRODUCTION FOR CO2 CONVERSION TO BE METHANOL. Study have been conducted on the application of HTGR cogeneration to hydrogen production for conversion of CO2 into methanol. The method used is literature studies. The purpose of the study is to analyze the HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) cogeneration to hydrogen production for CO2 conversion to be methanol as an alternative scheme of methanol production by process of CO2 hydrogenation. This study also simulated that CO2 raw material is coming coal power plant. With the scheme, the  raw material of natural gas is replaced with water and CO2 , while the need energy of heat, steam and electricity supplied from HTGR reactor. With this scheme, the use of natural gas as a raw material, energy source of heat, steam and electricity are not needed anymore. The study shows that the process of nuclear water splitting of iodine-sulfur cycle is possible to convert CO2 into methanol. Production with a capacity of 14667,7 ton/day of methanol, will save natural gas of about to 15,106 million MMBTU yearly which is equivalent to a reduction CO2 emissions by 0.9 million ton/year. In addition with CO2 emission from coal power plant that used as raw material amount 691428,6 ton/year, potential of total  CO2 reduction is about 1,6 million ton/year. Supply of thermal energy, steam and electricity that comes from HTGR reactor with capacity of 2×600 MWt can meet the needs of the production process, with the excess electricity of 92 MWe. Total electricity that can be connected to the grid is about 196 MWe, 104 MWe from coal power plant, and 92 MWe from HTGR.Keywords: HTGR  cogeneration, water splitting, CO2 hydrogenation, methanol, CO2 emission
The Evaluation of the High Temperature Gas Cooled Reactor Safety to Fulfill the Requirement of the Next Generation Nuclear Julwan Hendry Purba; Arya Adhyaksa Waskita; Damianus Toersiwi Sony Tjahyani
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 21, No 2 (2019): Desember 2019
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2019.21.2.5615

Abstract

High temperature gas cooled reactor (HTGR) has been considered to be the most promising option to meet energy demands in the future. It has also been selected as the next generation nuclear plant. The primary safety requirement of the next generation nuclear plant design is to limit radioactive material releases to practically eliminate the need for public evacuation or sheltering beyond the exclusion area boundary. The purpose of this study is to evaluate the safety design of HTGRs in order to fulfill the requirement of the next generation nuclear plant. To achieve this objective, inherent safety features, fundamental safety functions, and confinement functions realized into the design of HTGRs are comprehensively evaluated. It is found that design provisions of HTGRs can fulfill the intention of keeping radionuclides at their original sources. The layers of the coated fuel particles are very robust to retain nuclear fission products for all foreseeable reactivity events. There will be no possibility of radioactive materials to be released even though related safety systems and operator intervention are not involved in the recovery actions. This design has complied with the requirement of the next generation nuclear plant, which is to practically eliminate the need for public evacuation or sheltering beyond the exclusion area boundary.
KAJIAN PENYEDIAAN KETENAGALISTRIKAN SECARA OPTIMAL DI PROPINSI JAWA TENGAH Scorpio Sri Herdinie; Sudi Ariyanto; Edi Sartono; Suprapto Suprapto; Nuryanti Nuryanti
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 6, No 1 (2004): Juni 2004
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2004.6.1.1925

Abstract

ABSTRAK KAJIAN PENYEDIAAN KETENAGALISTRIKAN SECARA OPTIMAL DI PROPINSI JAWA TENGAH. Perencanaan kelistrikan memuat identifikasi potensi dan permasalahan ketenagalistrikan yang langkah-langkah pemecahannya diprogramkan melalui pentahapan tahunan. Karena terdapat korelasi antara pertumbuhan listrik dan pertumbuhan ekonomi maka dilakukan kajian sensitivitas untuk propinsi Jawa Tengah dengan menggunakan tiga skenario pertumbuhan listrik, yaitu 6,7 %, 8 % dan 10% untuk periode kajian dari tahun 2003 sampai 2020. Program yang digunakan dalam kajian sensitivitas ini adalah program WASP IV. Dari hasil penghitungan dengan program tersebut didapatkan total penambahan kapasitas sampai akhir periode kajian pada masing-masing skenario 3960 MW, 5500 MW dan 8620 MW. Sedangkan total energi yang dibangkitkan sampai pada akhir periode studi untuk masing-masing skenario adalah 32301 GWh, 39619 GWh dan 54374 GWh. Adapun total bahan bakar yang dibutuhkan untuk pembangkitan pada masing-masing skenario pertumbuhan, Batubara mendominasi pada semua skenario pertumbuhan, menyusul HSD dan Gas. Pembangkit nuklir diproyeksikan akan dibutuhkan pada saat pertumbuhan listrik mencapai 8 % sekitar tahun 2020 dan saat pertumbuhan listrik mencapai 10 % sekitar tahun 2017. Paket program WASP digunakan untuk proyeksi penyediaan listrik.   ABSTRACT THE STUDY FOR OPTIMALIZATION OF THE ELECTRICITY POWER SUPPLY IN CENTRAL JAVA PROVINCE. Electricity planning includes identification of electricity generation potential and problem where solution are being planned through the annual program. Due to correlation between electricity growth and economic growth, the sensitivity study for Central Java province has been done using three scenarios of annual electricity growth, i.e: 6,7 %, 8 % and 10 % within the study period of 2003-2020. The tool used in this sensitivity study is WASP IV. From result the calculation gives total installed capacity in the end of study period for each electricity growth scenario are 3960 MW, 5500 MW and 8620 MW respectively. Total produced energy in the end of study period for each electricity growth scenario are 32301 GWh, 39619 GWh and 54374 GWh. For total fuel required, Coal still predominate in all scenarios, followed by HSD and Gas. According to this study, Nuclear power plant can be introduced in 2020 for scenario of 8% growth and 2017 for that of 10% growth. WASP is utilized for projecting electricity supply.
Hal Muka JPEN 2015 Volume 17 Nomor 1 Juni Hal Muka
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 17, No 1 (2015): Juni 2015
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2015.17.1.3243

Abstract

TEKNOLOGI KOPLING PEMBANGKIT DESALINASI NUKLIR Nurlaila Nurlaila; Yuliastuti Yuliastuti
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 8, No 1 (2006): Juni 2006
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2006.8.1.1965

Abstract

ABSTRAK TEKNOLOGI KOPLING PEMBANGKIT DESALINASI NUKLIR. Pada prinsipnya kebutuhan energi sebuah instalasi desalinasi dapat dipenuhi dengan menggabungkannya pada sebuah reaktor nuklir. Makaiah ini memaparkan tiga jenis pembangkit desalinasi yang dikopling dengan beberapa jenis reaktor nuklir. Jenis pembangkit desalinasi yang dijelaskan di sini adalah jenis Multiple-Stage Flash (MSF), Multi Effect Distillation (MED), serta Hibrida antara MSF dan Reverse Osmosis (RO). Kopling desalinasi nuklir tidak membutuhkan reaktor nuklir yang khusus untuk sumber energinya, dapat menggunakan jenis reaktor daya (NPR) maupun jenis reaktor panas (NHR). Jenis reaktor panas potensial untuk dapat dikopling dengan instalasi desalinasi termal (MSF atau MED). Sementara pembangkit desalinasi jenis hibrida lebih cocok menggunakan jenis reaktor daya sebagai sumber energi. Kata kunci: Desalinasi, Hibrida, Kopling, MSF, MED, NHR, NPR, RO.   ABSTRACT COUPLING TECHNOLOGY OF NUCLEAR DESALINATION PLANT. Principally the energy requirement of a desalination plant can be supplied by coupling desalination units with nuclear reactors, this paper presents the technology coupling analysis between desalination units with nuclear reactor plants, the type of desalination units discussed in this paper are Multi Stage Flashing (MSF), Multi Effect Distillation (MED), and a hybrid type between MSF and Reverse Osmosis (RO). There are no specific nuclear reactors for desalination. Any reactors capable of providing electrical and/or thermal energy can be coupled to an appropriate desalination process. Heating reactors potential to be coupled with thermal desalination (MSF or MED). Hybrid desalination unit is more suitable coupled with power reactor as its energy source. Keywords: Desalination, Hybrid, Coupling, MSF, MED, NHR, NPR, RO.
Hal Muka JPEN 2011 Volume 13 No 2 Desember Hal Muka
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 13, No 2 (2011): Desember 2011
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2011.13.2.3425

Abstract

STUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV Zuhair Zuhair; Suwoto Suwoto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 11, No 2 (2009): Desember 2009
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2009.11.2.1435

Abstract

ABSTRAKSTUDI DAN INVESTIGASI AWAL KONSEP DESAIN REAKTOR GENERASI IV. Konsep desain reaktor Generasi IV adalah hasil dari upaya riset teknologi reaktor dan energi nuklir yang melibatkan 10 negara maju dalam Forum Internasional Generasi IV (GIF). Enam konsep desain reaktor kandidat yang potensial untuk diimplementasikan untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang adalah GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR dan VHTR. Makalah ini membahas studi dan observasi awal desain reaktor Generasi IV dengan melakukan tinjauan komprehensif terhadap deskripsi dan karakteristik desain bahan bakar, tipe pendingin, geometri, komposisi dan spektrum energi neutron serta siklus bahan bakar. Dari deskripsi reaktor Generasi IV dapat dilihat bahwa desain reaktor Generasi IV terdiri dari 2 desain reaktor dengan spektrum neutron termal dan 4 desain reaktor dengan spektrum neutron epitermal/cepat. Ditinjau dari produksi bahan bakar bekas radiotoksik yang tinggi menunjukkan bahwa reaktor dengan spektrum energi neutron cepat tampak kelihatan menjadi desain yang lebih baik. Siklus bahan bakar reaktor cepat dalam kelompok Generasi IV mempunyai kapabilitas desain untuk mendaur-ulang aktinida penuh. Efisiensi setiap desain reaktor yang memperlihatkan performa yang relatif pada isu limbah nuklir sangat bergantung pada konfigurasi final reaktor Generasi IV dan kondisi operasionalnya. Desain-desain reaktor Generasi IV belum secara penuh dikembangkan sehingga spesifikasi detailnya belum dapat diperoleh secara lengkap. Beberapa parameter spesifik yang dirangkum dalam makalah ini sangat bermanfaat untuk pemodelan dalam perspektif yang lebih luas bagi perhitungan teras dan sistem reaktor Generasi IV.Kata kunci: reaktor Generasi IV, GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR, VHTR ABSTRACTSTUDY AND PRELIMINARY INVESTIGATION ON GENERATION IV REACTOR DESIGN CONCEPTS. Generation IV reactors design concepts are results from research effort of reactor technology and nuclear energy involving 10 developed countries in the Generation IV International Forum (GIF). The six candidate reactor design concepts which are potential to be implemented to fulfill global energy needs in the future are GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR and VHTR. This paper discusses study and preliminary observation of Generation IV reactor design concepts through a comprehensive overview on description and characteristics of fuel design, cooling type, geometry, composition and neutron energy spectrum and fuel cycle. Based on the description of Generation IV reactors, it can be seen that Generation IV reactor design concepts consist of 2 reactor design concepts using thermal neutron spectrum and 4 reactor design concepts using epithermal/fast neutron spectrum. Observation on the production of the highly radiotoxic spent fuel indicates that the reactors with harder neutron energy spectra seem to be more suitable designs. The fuel cycle of fast reactor in the Generation IV group has a design capability to run the full actinide recycle. The efficiency of each reactor designs showing the relative performance to the nuclear waste issue depends very much on the final Generation IV reactor configurations and operational conditions. Generation IV reactor designs have not been fully developed yet and therefore their detail specifications are not completely obtained yet. Some specific parameters summarized in this paper are very useful to model in more widely perspective for Generation IV reactor core and system calculations.Keywords: generation IV reactors, GFR, LFR, MSR, SFR, SCWR, VHTR
FASILITAS UJI PLTN TIPE AP-600 Masdin Masdin; Sahala Maruli Lumbanraja
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 2, No 1 (2000): Maret 2000
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2000.2.1.2009

Abstract

ABSTRAK FASILITAS UJI PLTN TIPE AP-600. Ciri khas yang menarlk dari PLTN Maju ini adalah penerapan sistem keselamatan pasif dan penyederhanaan di segala aspek termasuk konstruksi. PLTN Maju dibangun bila desain konsepnya telah berbentuk desain detil sehingga pembangunannya dilaksanakan tanpa membangun PLTN prototip lebih dahulu. Untuk itulah maka keperluan simulasi fisik dan teknis sistem pada fasilitas uji menjadi penting. Westinghouse Electric Corporation (WEC) telah mendirikan beberapa fasilitas uji baik dengan pengelolaan sendiri maupun bekerja sama dengan pihak luar seperti universitas dan lembaga penelitian lainnya. Hasil uji simulasi terhadap unjuk kerja sistem akan dievaluasi terus-menerus dan dibandingkan dengan hasil perhitungan independen oleh pihak WEC untuk melengkapi dokumen SSAR (Standard Safety Analysis Report). Selanjutnya diperiksa oleh badan berwewenangan Amerika Serikat, yakni USNRC (United State - Nuclear Regulatory Commission), untuk memperoleh Sertifikat Desain. Pada makalah ini disajikan deskripsi beberapa fasilitas uji yang ada. Deskripsi ini akan memperlihatkan pada kita betapa seriusnya manajemen kerja yang dilaksanakan oleh WEC dalam mengembangkan PLTN tipe AP-600 sebagai PLTN masa depan. Secara independen, USNRC juga melakukan studi banding dengan menggunakan hasii simulasi pada untai termohidrolik LSTF (Large Scafe-Test-Facility) milik JAERI-Jepang.   ABSTRACT THE TESTING FACILITIES OF AP-600 PLANT. Characteristics of Advanced PWR are the implementation of passive safety system and simplification in several aspects included construction. Advanced PWR would be construted when the concept of design has been a detailed design. Therefore the construction of AP-600 could be excuted wihtout the constructio of its prototype. Because of that, the physical dan technical simulation of system in testing facilities will be important. Westinghouse Electric Corporation (WEC) has constructed several testing facilities that managed by in-house or cooperative group with universities and other utilities. To obtain Design Certification of AP-600, the detailed design of AP-600 has to be appraised by US Authority. USNRC (United State Regulatory Commission). This description will show us how serously the management staff of WEC in developing of AP-600 as an Advanced PWR for the future. Independently, USNRC carry out comparative study by using simulation of LSTF (Large Scale-Test-Facility) of JAERI-Japan.
Analisis Termohidrolik Fasilitas Eksperimen SAMOP (Reaktor Subkritik Produksi Isotop 99Mo) Prof.Ir. Syarip Syarip; Tri Nugroho HS
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 19, No 1 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2017.19.1.3354

Abstract

ANALISIS TERMOHIDROLIK FASILITAS EKSPERIMEN SAMOP (REAKTOR SUBKRITIK PRODUKSI ISOTOP 99Mo). Telah dilakukan analisis termohidrolik dari fasilitas eksperimen sistem reaktor subkritik atau Subcritical Assembly for 99Mo Production (SAMOP). SAMOP adalah sistem reaktor subkritik dengan bahan bakar larutan uranil nitrat. Tujuananalisis termohidrolik ini adalah mengevaluasi sistem perpindahan panas, sehingga dapat diketahui cukup atau tidaknya kapasitas sistem pendinginan dalam  mencegah terjadinya pemanasan lebih pada larutan bahan bakar. Metode yang digunakan adalah perhitungan parameter termohidrolik reaktor SAMOP menggunakan Computational Fluid Dynamic (CFD)-Fluent. Hasil analisis simulasi diperoleh distribusi temperatur pendingin reaktor SAMOP dengan temperatur tertinggi 37,14 °C. Nilai heat flux total sebesar 802,86 watt/m2, dengan profil distribusi berbentuk cosinus yaitu serupa dengan distribusi fluks neutron di dalam teras reaktor. Berdasarkan hasil analisis ini dapat disimpulkan bahwa pendinginan teras reaktor dengan desain sistem konveksi paksa SAMOP mampu menjaga sistem bahan bakar larutan dari pemanasan lebih. 
SEBARAN MONASIT PADA GRANIT DAN ALUVIAL DI BANGKA SELATAN Ngedenin Ngedenin
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 13, No 2 (2011): Desember 2011
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2011.13.2.1468

Abstract

ABSTRAKSEBARAN MONASIT PADA GRANIT DAN ALUVIAL DI BANGKA SELATAN. Monasit merupakan salah satu sumber thorium (Th) yang mempunyai nilai ekonomi penting dan berpotensi sebagai bahan bakar alternatif PLTN. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui sebaran monasit dan potensinya sebagai sumberdaya mineral radioaktif di Pulau Bangka, selanjutnya data akan digunakan sebagai acuan dalam pengembangan daerah eksplorasi mineral radioaktif pada tahun mendatang. Lokasi penelitian terletak di Desa Bencah dan Desa Gadung Kabupaten Bangka Selatan. Metode yang digunakan adalah pemetaan geologi, pengambilan sampel batuan untuk analisis petrografi, mineragrafi dan autoradiografi serta pengambilan sampel mineral berat untuk analisis butir. Hasil menunjukkan bahwa litologi daerah Bencah tersusun oleh satuan batulempung dan endapan aluvial, sedangkan daerah Gadung tersusun oleh granit dan endapan alluvial. Granit daerah Gadung diperkirakan sebagai granit seri ilmenita dan cenderung sebagai granit tipe S, sedangkan material aluvial daerah Bencah diperkirakan berasal dari kelompok granit Klabat. Secara umum, sebaran monasit pada aluvial lebih potensial dibandingkan pada granit sehingga pengembangan eksplorasi mineral radioaktif akan diprioritaskan pada daerah-daerah aluvial.Kata kunci: monasit, aluvial, granit, Bangka Selatan ABSTRACTDISTRIBUTION OF MONAZITE IN GRANITE AND ALLUVIAL OF SOUTH BANGKA. Monazite is one source of thorium (Th), which has significant economic value and potential as an alternative fuel of nuclear power plants. The aims of research is to find out the distribution monazite and its potential as a resource of radioactive minerals on the Bangka Island, then the data will be used as a reference in the development of radioactive minerals exploration areas in the coming year. The research location is in the Bencah and Gadung villages, South Bangka Regency. The method used is the geological mapping, sampling of rock for petrographic, mineragraphic and autoradiographic analysis and heavy mineral for grains counting analysis. The results showed that lithologic area of Bencah Village composed of claystone and alluvial deposits, while the Gadung Village composed by granite and alluvial deposits. Granite Gadung is predicted as the ilmenite series granite and tend to be of S type, while the material of Bencah alluvial is predicted come from the Klabat granite groups. In general, distribution of monazite in the alluvial slightly more potent of monazite than in the granite so that the development of radioactive minerals exploration will be prioritized in the alluvial areas.Keywords: monazite, alluvial, granite, South Bangka

Page 16 of 35 | Total Record : 343

 14   15   16   17   18 

Filter by Year

1999 2021


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 23, No 2 (2021): Desember 2021 Vol 23, No 1 (2021): Juni 2021 Vol 22, No 2 (2020): Desember 2020 Vol 22, No 1 (2020): Juni 2020 Vol 21, No 2 (2019): Desember 2019 Vol 21, No 1 (2019): Juni 2019 Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018 Vol 20, No 1 (2018): Juni 2018 Vol 19, No 2 (2017): Desember 2017 Vol 19, No 1 (2017): Juni 2017 Vol 18, No 2 (2016): Desember 2016 Vol 18, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 17, No 2 (2015): Desember 2015 Vol 17, No 1 (2015): Juni 2015 Vol 16, No 2 (2014): Desember 2014 Vol 16, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 15, No 2 (2013): Desember 2013 Vol 15, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012 Vol 14, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 13, No 2 (2011): Desember 2011 Vol 13, No 1 (2011): Juni 2011 Vol 12, No 2 (2010): Desember 2010 Vol 12, No 1 (2010): Juni 2010 Vol 11, No 2 (2009): Desember 2009 Vol 11, No 1 (2009): Juni 2009 Vol 10, No 2 (2008): Desember 2008 Vol 10, No 1 (2008): Juni 2008 Vol 9, No 2 (2007): Desember 2007 Vol 9, No 1 (2007): Juni 2007 Vol 8, No 2 (2006): Desember 2006 Vol 8, No 1 (2006): Juni 2006 Vol 7, No 2 (2005): Desember 2005 Vol 7, No 1 (2005): Juni 2005 Vol 6, No 2 (2004): Desember 2004 Vol 6, No 1 (2004): Juni 2004 Vol 5, No 2 (2003): Desember 2003 Vol 5, No 1 (2003): Juni 2003 Vol 4, No 2 (2002): Desember 2002 Vol 4, No 1 (2002): Juni 2002 Vol 3, No 2 (2001): Desember 2001 Vol 2, No 4 (2000): Desember 2000 Vol 2, No 3 (2000): September 2000 Vol 2, No 2 (2000): Juni 2000 Vol 2, No 1 (2000): Maret 2000 Vol 1, No 4 (1999): Desember 1999 Vol 1, No 3 (1999): September 1999 Vol 1, No 1 (1999): Maret 1999 More Issue