Upload
duonghanh
View
217
Download
0
Embed Size (px)
Citation preview
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM
BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO2(NO3)2) DAN URANIL
SULFAT (UO2SO4) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS
AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
Disusun oleh:
SUSANTI
M0211072
SKRIPSI
JURUSAN FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM
UNIVERSITAS SEBELAS MARET
SURAKARTA
Juni, 2015
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM
BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO2(NO3)2) DAN URANIL
SULFAT (UO2SO4) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS
AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)
Disusun oleh:
SUSANTI
M0211072
SKRIPSI
Diajukan untuk memenuhi sebagian
persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains
JURUSAN FISIKA
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM
UNIVERSITAS SEBELAS MARET
SURAKARTA
Juni, 2015
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user ii
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user iii
PERNYATAAN
Dengan ini saya menyatakan bahwa isi intelektual Skripsi saya yang
berjudul “Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil
Nitrat ((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4) Terhadap Nilai Kritikalitas
Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)” adalah hasil kerja saya dan
sepengetahuan saya hingga saat ini. Skripsi tidak berisi materi yang telah
dipublikasikan atau ditulis oleh orang lain atau materi yang telah diajukan untuk
mendapatkan gelar kesarjanaan di Universitas Sebelas Maret atau di Perguruan
Tinggi lainnya kecuali telah dituliskan di daftar pustaka. Skripsi ini dan segala
bentuk bantuan dari semua pihak telah ditulis di bagian ucapan terimakasih. Isi
Skripsi ini boleh dirujuk atau difotokopi secara bebas tanpa harus memberitahu
penulis.
Surakarta, 15 Juni 2015
Susanti
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user iv
MOTTO
“Kegagalan hanya terjadi bila kita menyerah”
( Lessing )
“Orang yang tidak pernah membuat kesalahan adalah orang yang
tidak pernah mencoba hal baru”
(Albert Einstein)
“Orang-orang yang sukses telah belajar membuat diri mereka melakukan
hal yang harus dikerjakan ketika hal itu memang harus dikerjakan, entah
mereka menyukainya atau tidak”
(Aldus Huxley)
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user v
PERSEMBAHAN
Dengan penuh rasa syukur kepada Allah SWT, karya ini saya persembahkan
kepada :
1. Ibu, bapak, Kakak serta saudara kembaran saya Sehati yang selalu
memberikan dukungan serta doa demi kelancaran kuliah dan tugas akhir
saya.
2. Bapak Azizul Khakim dan Bapak Arif Isnaeni dari BAPETEN yang telah
bersedia membimbing, berbagi ilmu dan memberikan pelatihan mengenai
software MCNP.
3. Bu Riyatun, Bapak Suharyana beserta tim riset fisika nuklir dan medis
yang telah berbagi ilmu dan pengalaman.
4. Pembimbing akademik, Bapak Budi Legowo yang selalu memberikan
arahan dan dorongan.
5. Seluruh teman-teman Fisika FMIPA UNS angkatan 2011
6. Adik-adik fisika angkatan 2012, 2013 dan 2014.
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user vi
Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat
((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4) Terhadap Nilai Kritikalitas
Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)
SUSANTI
Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam,
Universitas Sebelas Maret
ABSTRAK
Telah dilakukan simulasi neutronik pengaruh variasi konsentrasi uranium
dalam bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat terhadap nilai keff AHR dengan
software MCNP5. Teras AHR berbentuk silinder tinggi 122 cm, diameter 56 cm,
terbuat dari Stainless Steel-304 setebal 3 cm. Bagian luar tangki adalah reflektor
beryllium setebal 30 cm. Bahan bakar dalam tangki berupa larutan setinggi 20 cm.
Konsentrasi divariasikan dari (50 ─ 600) gU/L dengan kenaikan 50 gU/L. Variasi
pengayaan 235
U adalah 5%, 19,75% dan 90%. Hasil simulasi menunjukkan bahwa
pada pengayaan 5%, reaktor dalam kondisi subkritis untuk kedua bahan bakar
dengan nilai keff < 1. Pada pengayaan 19,75%, kondisi kritis telah dicapai larutan
uranil nitrat pada konsentrasi 300 gU/L dengan nilai keff 1,0102(4), sedangkan
larutan uranil sulfat pada konsentrasi 250 gU/L dengan nilai keff 1,0133(5). Pada
pengayaan 90%, reaktor dalam kondisi superkritis untuk kedua bahan bakar
dengan nilai keff > 1. Pada pengayaan maksimum IAEA (19,75%), penggunaan
bahan bakar bakar uranil sulfat lebih menguntungkan daripada bahan bakar uranil
nitrat ditinjau dari segi kritikalitas reaktor.
Kata kunci: AHR, pengayaan, MCNP5
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user vii
Effect of Various Uranium’s Concentration in Uranyl Nitrate ((UO2(NO3)2)
and Uranyl Sulfate (UO2SO4) fuel to Criticality Value of Aqueous
Homogeneous Reactor (AHR)
SUSANTI
Physics Department, Faculty of Mathematics and Natural Sciences,
Sebelas Maret University
ABSTRACT
Investigation of neutronic simulations the effect of various uranium’s
concentration in uranyl nitrate and uranyl sulfate fuel to criticality AHR using
MCNP5 software has been done. Core AHR cylindrical 122 cm high, 56 cm
diameter, made of Stainless Steel-304 3 cm thick. The outside of the tank is 30 cm
thick beryllium reflector. The fuel in the tank in the form of a solution as high as
20 cm. Concentration varied from (50 ─ 600) gU/L with an increase of 50 gU/L.
Variation of 235
U enrichment are 5%, 19,75% and 90%. The simulation results
indicate at 5% enrichment, reactor in subcritical conditions for both fuels with a
value of keff < 1. At 19,75% enrichment, a critical condition has been achieved
uranyl nitrate solution at a concentration of 300 gU/L with a value of keff
1,0102(4), while the uranyl sulfate solution at a concentration of 250 gU/L with a
value of keff 1,0133(5). At the 90% enrichment, reactor in a supercritical
conditions for both fuels with a value of keff > 1. At maximum enrichment IAEA
(19,75%), use of uranyl sulfate fuel is more profitable than uranyl nitrate fuel in
aspect criticality of the reactor.
Keywords: AHR, enrichment, MCNP5
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user viii
KATA PENGANTAR
Puji syukur kepada Alloh SWT atas segalaNya sehingga penulis dapat
menyelesaikan penulisan skripsi ini.
Skripsi yang penulis susun sebagai bagian dari syarat untuk mendapatkan
gelar Sarjana Sains ini penulis beri judul “Pengaruh Variasi Konsentrasi Uranium
Dalam Bahan Bakar Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2) dan Uranil Sulfat (UO2SO4)
Terhadap Nilai Kritikalitas Aqueous Homogeneous Reactor (AHR)“. Dapat
menyelesaikan skripsi ini adalah suatu kebanggaan bagi saya setelah sekitar dua
semester penulis berjuang untuk menyelesaikan skripsi ini tepat waktu. Dengan
segala suka dan duka yang dialami, pada akhirnya skripsi ini dapat diselesaikan.
Oleh karena itu, penulis ingin menyampaikan terimakasih kepada:
1. Drs. Suharyana, M.Sc. selaku pembimbing I yang senantiasa
membimbing hingga skripsi ini dapat selesai.
2. Dr. Azizul Khakim, S.T., M.Eng. selaku pembimbing II yang senantiasa
membimbing hingga skripsi ini dapat selesai.
3. Segenap dosen dan staf Jurusan Fisika yang telah banyak membantu dan
memberikan bimbingan selama perkuliahan.
4. Kedua orang tua dan keluarga besar, atas doa dan segala bantuannya
sejak penulis menjadi mahasiswa hingga akhirnya bisa menyelesaikan
skripsi ini.
5. Teman-teman grup riset fisika nuklir dan medis Khodijah Amini,
Octaviana dan Poundra Setiawan yang senantiasa bertukar ilmu.
Semoga Tuhan membalas jerih payah dan pengorbanan yang telah diberikan
dengan balasan yang lebih baik. Penulis menyadari akan banyaknya kekurangan
dalam penulisan skripsi ini.
Namun demikian, penulis berharap semoga karya kecil ini bermanfaat.
Surakarta, 15 Juni 2015
Susanti
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user ix
HALAMAN PUBLIKASI
No. Judul Penulis Jenis Publikasi
1. Pengaruh Variasi Konsentrasi
Uranium Dalam Bahan Bakar
Uranil Nitrat ((UO2(NO3)2)
Terhadap Nilai Kritikalitas
Aqueous Homogeneous
Reactor (AHR)
Susanti,
Suharyana,
Azizul Khakim
dan Arif
Isnaeni
Repository Fakultas
Matematika dan Ilmu
Pengetahuan Alam
Universitas Sebelas
Maret.
2. Pengaruh Variasi Konsentrasi
Uranium Dalam Bahan Bakar
Uranil Nitrat dan Uranil
Sulfat Terhadap Nilai keff
Aqueous Homogeneous
Reactor (AHR)
Susanti,
Suharyana,
Riyatun,
Azizul Khakim
dan Arif
Isnaeni
Seminar Nasional
IPTEK Nuklir Dasar
dan Terapan 2015,
BATAN, Yogyakarta, 9
Juni 2015 (Oral
Presentation)
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user x
DAFTAR ISI
Halaman
HALAMAN JUDUL ............................................................................................ i
HALAMAN PENGESAHAN ............................................................................... ii
HALAMAN PERNYATAAN .............................................................................. iii
HALAMAN MOTTO .......................................................................................... iv
HALAMAN PERSEMBAHAN ............................................................................ v
HALAMAN ABSTRAK ...................................................................................... vi
HALAMAN ABSTRACT ................................................................................... vii
KATA PENGANTAR ....................................................................................... viii
HALAMAN PUBLIKASI ................................................................................... ix
DAFTAR ISI .......................................................................................................... x
DAFTAR TABEL ................................................................................................. xi
DAFTAR GAMBAR .......................................................................................... xii
DAFTAR SIMBOL ........................................................................................... xiii
DAFTAR LAMPIRAN ........................................................................................... BAB I PENDAHULUAN ...................................................................................... 1
1.1. Latar Belakang ......................................................................................... 1
1.2. Batasan Masalah....................................................................................... 4
1.3. Perumusan Masalah ................................................................................. 4
1.4. Tujuan Penelitian ..................................................................................... 4
1.5. Manfaat Penelitian ................................................................................... 5
BAB II TINJAUAN PUSTAKA ........................................................................... 6
2.1. Neutron ...................................................................................................... 7
2.1.1. Reaktor Nuklir ................................................................................. 7
2.1.2. Generator Neutron ........................................................................... 8
2.2. Interaksi Neutron dengan Materi .............................................................. 8
2.2.1. Reaksi Hamburan (Scattering) ........................................................ 8
2.2.1.1. Hambuaran Lenting Sempurna (Elastis) ............................ 8
2.2.1.2. Reaksi Hamburan Tak Lenting (Inelastis) .......................... 9
2.2.2. Reaksi Serapan (Absorption) .......................................................... 9
2.2.2.1. Reaksi produksi neutron ..................................................... 9
2.2.2.2. Radiative Capture ............................................................. 10
2.2.2.3. Particle Ejection ............................................................... 10
2.2.2.4. Fission .............................................................................. 10
2.3. Densitas Bahan Bakar ............................................................................. 12
2.4. Kebolehjadian Interaksi Inti Terhadap Neutron (Cross Section) ............ 14
2.4.1. Tampang Lintang Mikroskopik (σ) ............................................... 14
2.4.2. Tampang Lintang Makroskopik (Σ) ..................................................
2.5. Parameter Neutronik Reaktor .................................................................. 17
2.5.1. Faktor multiplikasi (keff) ................................................................ 17
2.5.2. Reaktivitas (ρ) ............................................................................... 20
2.6. Perkembangan Reaktor AHR .................................................................. 21
2.6.1.Reaktor Homogen Pertama ............................................................ 21
i
ii
iii
iv v vi
vii viii ix x
xiii
xiv xvi xvii
1
1 5
6 6
6 7
7 7 8
8 8
8 9 9
9
10 10 10 12
14
14 14 17
17 20
21
21
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xi
2.6.2. Perkembangan Terakhir MIPR ..................................................... 23
2.7. Aspek Dalam Desain AHR ..................................................................... 25
2.7.1. Bahan Bakar .................................................................................. 21
2.7.1.1. Larutan Bahan Bakar Uranil Sulfat (UO2 (SO4)) .............. 25
2.7.1.2. Larutan Bahan Bakar Uranil Nitrat (UO2 (NO3)2) ............ 25
2.7.1.3. Larutan Bahan Bakar Uranil Fluorid (UO2F2) .................. 26
2.7.2. Desain Teras Reaktor .................................................................... 26
2.7.2.1. Batang Kendali ................................................................. 26
2.7.2.2. Moderator dan Reflektor................................................... 27
2.7.3. Sistem Pendingin ........................................................................... 29
2.7.4. Sistem Managemen Gas ................................................................ 29
2.8. Radioisotop 99m
Tc.................................................................................... 30
2.8.1. Produksi Radioisotop 99
Mo dari Reaktor Nuklir .......................... 30
2.8.2. Produksi Radioisotop 99
Mo dan 99m
Tc dari Partikel
Akselerator .................................................................................. 30
2.9. Piranti Lunak Neutronik Monte Carlo N Particle (MCNP) .................... 30
2.9.1. Deskripsi Program MCNP ............................................................ 30
2.9.2. File Input MCNP ........................................................................... 30
2.9.3. Perhitungan Kekritisan dalam MCNP ........................................... 31
2.9.3.1. Estimator tumbukan (keffc ) ................................................. 31
2.9.3.2. Estimator serapan (keffA ) ................................................... 31
2.9.3.3. Estimator panjang jejak (keffTL) ........................................... 31
BAB III METODOLOGI PENELITIAN ......................................................... 33
3.1. Waktu dan Tempat Penelitian ................................................................. 33
3.2. Alat dan Bahan ........................................................................................ 33
3.3. Prosedur Penelitian .................................................................................. 33
3.3.1.Tahap Persiapan ............................................................................. 34
3.3.2.Perhitungan Variasi Konsentrasi pada 3 Pengayaan ...................... 34
3.3.3. Pembuatan Model AHR dengan Software MCNP5 ...................... 34
3.3.4. Validasi Input ....................................................................................
3.3.5. Perhitungan nilai keff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap
Siklus ............................................................................................ 36
3.3.6. Running Inputan AHR ......................................................................
3.3.7. Analisa Hasil Output ..................................................................... 38
3.3.8. Pengambilan Kesimpulan.............................................................. 38
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ............................................................. 38
4.1. Model Geometri AHR ............................................................................. 39
4.2. Validasi Input .......................................................................................... 41
4.3. Hasil Perhitungan .................................................................................... 41
4.3.1. Perhitungan Nilai keff pada Variasi Jumlah Neutron Tiap
Siklus ........................................................................................... 41
4.3.2. Pengaruh Pengayaan terhadap keff pada Bahan Bakar
Uranil Nitrat ................................................................................ 43
4.3.3. Pengaruh Pengayaan terhadap keff pada Bahan Bakar
Uranil Sulfat ............................................................................... 49
23 25
25 25 25 26 26
26 27
29 29 30 30
31
32
32
32
33
33
34
34
35
35
35
35
35
36
36
37
38
38
40
40
41
41
41
42
42
44
50
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xii
4.4. Perbandingan Penggunaan Bahan Bakar Terhadap Nilai keff .................. 53
BAB V KESIMPULAN DAN SARAN .............................................................. 54
5.1. Kesimpulan ............................................................................................. 57
5.2. Saran ........................................................................................................ 58
DAFTAR PUSTAKA .......................................................................................... 59
LAMPIRAN .............................................................................................................
55 58
58 58
60
65
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xiii
DAFTAR TABEL
Halaman
Tabel 2.1. Distribusi energi yang dilepaskan dari reaksi fisi……………….
Tabel 2.2. Massa Atom dari Beberapa Unsur Atom………………………..
Tabel 2.3. Tampang lintang beberapa isotop……………………………….
Tabel 2.4. Beberapa jenis reaktor AHR……………………………………
Tabel 2.5. Tampang lintang material moderator dan reflektor…………….
Tabel 2.6. Metode produksi radioisotop 99
Mo dan 99m
Tc………………….
Tabel 3.1. Parameter teras reaktor…………………………………………
Tabel 3.2. Stainless Steel-304 untuk bejana reaktor……………………….
Tabel 4.1. Hasil validasi perhitungan nilai keff dan ρ pada simulasi……….
Tabel 4.2. Hasil perhitungan nilai keff dengan variasi jumlah neutron tiap
siklus……………………………………………………………
Tabel L2.1. Hasil perhitungan nilai keff pada variasi konsentrasi uranium
dalam bahan bakar uranil nitrat…………………….................
Tabel L2.2. Hasil perhitungan nilai keff pada variasi konsentrasi uranium
dalam bahan bakar uranil sulfat………………………………
Tabel L2.3. Perhitungan reaktivitas (𝜌) bahan uranil nitrat………………..
Tabel L2.4. Perhitungan Reaktivitas (𝜌) bakar uranil sulfat…….................
Tabel L2.5. Perhitungan rasio Nm
/Nu
pada bahan bakar uranil nitrat……...
Tabel L2.6. Perhitungan rasio Nm
/Nu
pada bahan bakar uranil sulfat……...
Tabel L2.7. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
nitrat pada pengayaan 5%.........................................................
Tabel L2.8. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
sulfat pada pengayaan 5%.........................................................
Tabel L2.9. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
nitrat pada pengayaan 19,75%..................................................
Tabel L2.10. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
sulfat pada pengayaan 19,75%...............................................
Tabel L2.11. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
nitrat pada pengayaan 90%.......................................................
Tabel L2.12. Perhitungan densitas atom unsur larutan bahan bakar uranil
sulfat pada pengayaan 90%.......................................................
Tabel L3.1. Listing input AHR penelitian yang divalidasi dibandingkan
dengan referensi........................................................................
11
16
16
24
29
31
37
37
42
43
68
68
69
69
70
70
71
71
72
72
73
73
76
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xiv
DAFTAR GAMBAR
Halaman
Gambar 2.1. Skema reaksi fisi berantai ................................................................ i
Gambar 2.2. Siklus hidup neutron dalam reaktor nuklir ....................................... ii
Gambar 2.3. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap
nilai keff .......................................................................................... iv
Gambar 2.4. Peluruhan radioisotop 99
Mo ................................................................
Gambar 3.1. Cara running dengan Total Commander. ......................................... i
Gambar 3.2. File m.bat sebelum modifikasi ........................................................ i
Gambar 3.3. File m.bat setelah modifikasi ............................................................ i
Gambar 4.1. Geometri AHR………………………………………………...
Gambar 4.2. Grafik hubungan antara keff terhadap jumlah neutron tiapp
siklus………………………………………………………….
Gambar 4.3. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium
bahan bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan
5%, 19,75% dan 90%..............................................................
Gambar 4.4. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu bahan
bakar uranil nitrat pada pengayaan 5% ……………………..
Gambar 4.5. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu
bahan bakar
uranil nitrat pada pengayaan 19,75% ……………………….
Gambar 4.6. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu
bahan bakar
uranil nitrat pada pengayaan 90% ………………………….
Gambar 4.7. Grafik hubungan antara rasio Nm
/Nu
terhadap konsentrasi
uranium dalam bahan bakar uranil nitrat pada pengayaan
5%, 19,75% dan 90%..............................................................
Gambar 4.8. Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium bahan
bakar uranil nitrat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan 5%,
19,75% dan 90%.....................................................................
Gambar 4.9. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium
bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan
5%, 19,75% dan 90%..............................................................
Gambar 4.10. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu bahan
bakar uranil sulfat pada pengayaan 5% …………………….
Gambar 4.11. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu
bahan
bakar uranil sulfat pada pengayaan 19,75% ………………..
Gambar 4.12. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm
/Nu
bahan
bakar uranil sulfat pada pengayaan 90% …………………...
Gambar 4.13. Grafik hubungan antara rasio Nm
/Nu
terhadap konsentrasi
uranium dalam bahan bakar uranil sulfat pada pengayaan
5%, 19,75% dan 90%..............................................................
Gambar 4.14. Grafik hubungan antara ρ terhadap konsentrasi uranium
bahan bakar uranil sulfat pada 3 pengayaan yaitu pengayaan
5%, 19,75% dan 90%.............................................................
11
18
28
30 39
39 39 41
43
45
47
47
47
48
49
51
52
52
53
53
54
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xv
Gambar 4.15. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium
uranil nitrat dan uranil sulfat pada pengayaan (a) 5%, (b)
19,75% dan (c) 90% ..............................................................
56
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xvi
DAFTAR SIMBOL
Simbol
N
ρ
A
Ᾱ
wf
af
σ
Σ
keff
ε
ℒ𝑓
p
ℒ𝑡
f
𝜂
ρ
Keterangan
Densitas atom
Densitas Material
Massa atom
Massa atom rata-rata
Fraksi berat
Fraksi atom
Tampang lintang mikroskopik
Tampang lintang makroskopik
Faktor multiplikasi efektif
Faktor fisi cepat
Faktor ketidakbocoran neutron cepat
Probabilitas lolos resonansi
Faktor ketidakbocoran neutron thermal
Faktor pemakaian neutron thermal
Faktor reproduksi
Reaktivitas
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id
commit to user xvii
DAFTAR LAMPIRAN
Halaman
Lampiran 1. Perhitungan Variasi Konsentrasi………………………………
Lampiran 2. Data Hasil Perhitungan ………………………………………..
Lampiran 3. Listing Inputan AHR…………………………………………..
65
68
74