Articles

Found 4 Documents
Search

UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS Luhur, Nugraha; Kadarusmanto, Kadarusmanto; Subiharto, Subiharto
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 10, No 1 (2013): April 2013
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2352.606 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2013.10.1.691

Abstract

Telah dilakukan uji banding sistem spektrometer gamma dengan metodepengukuran aktivitas sumber Europium-152 (Eu-152). Spektrometer gamma di Pusat ReaktorSerba Guna (PRSG) berfungsi untuk melakukan analisis unsur radioaktif yang diperlukan danterkait dengan data-data keselamatan radiasi. Data-data keselamatan tersebut antara lain dataanalisis unsur radioaktif pada air pendingin primer, limbah cair, resin dan filter-filter sampel.Untuk mengetahui ketelitian dan kecermatan pengukuran menggunakan spektrometer gammamaka dilakukan uji banding. Uji banding dilakukan dengan mengukur sumber Eu-152 dan hasilpengukuran dibandingkan dengan hasil sertifikasi pengukuran aktivitas sumber yang dilakukan oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR). Dengan ujibanding tersebut dapat diketahui keandalan sistem spektrometer sehingga dapat dipergunakansebagai dasar evaluasi terhadap pelaksanaan pengukuran dan analisis. Berdasarkan data hasiluji banding, sistem spektrometer di laboratorium spektrometri gamma PRSG masihmempunyai ketelitian yang baik. Diperoleh hasil pengukuran aktivitas sumber Eu-152 sebesar34.614,88 ± 231,96 Bq dengan perbedaan sebesar 0.93 % dibandingkan dengan hasilpengukuran dari laboratorium standarisasi sumber standar PTKMR sebesar 34.936,80 ± 243,56Bq.AbstractTHE COMPARISON TEST OF GAMMA SPECTROMETER USING ANALYSISMETHOD OF Eu-152 SOURCE.   The comparison test of gamma spectrometer system bymeasuring activity of Europium-152 ( Eu-152) source has been done. The function of gammaspectrometer at Center for Multipurpose Research Reactor   (PRSG) is to analysis ofradioactive nuclide required and related to radiation safety data. Those safety data are data ofradioactive elements in primary cooling water system, liquid waste, resin and sample filters.The comparison test is done to know accuracy and correctness of gamma spectrometermeasurement at which conducted by measuring Eu-152 source and the result is then comparedto the certification result activity source measurement implemented by the Center for SafetyTechnology and Radiation Metrology   (PTKMR). The comparison test will show the reliabilityof spectrometer system and it can be used as reference to do measurement and to do analysis.Based on data of comparison test result it can be concluded that spectrometer system at thegamma spectrometry laboratory PRSG is still having good accuracy. The achieved result ofmeasuring activity on Eu-152 source is 34614,88 ± 231,96 Bq with 0.93 % deviation comparedto the measuring result from standardization laboratory of standard source PTKMR of34.936,80 ± 243,56 Bq .
IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY Luhur, Nugraha; Subiharto, Subiharto; Suhadi, Suhadi; Irwan, Irwan
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (405.48 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1338

Abstract

Implementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG ? GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG ? GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian, produksi radioisotop, iradiasi batu topaz dan kegiatan lain akan menghasilkan sumber radiasi. Sumber radiasi dari material pascairadiasi dalam berbagai bentuk berupa utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan dalam melakukan pengendalian. Metode penilaian implementasi dilakukan dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan pengendalian yang telah dilakukan. Dari data-data yang diperoleh menunjukkan bahwa pengendalian material pascairadiasi yang telah dilakukan saat ini baru pada pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup jenis/nama bahan, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan juga mengatur tentang proses pemindahan material pascairadiasi yang keluar atau masuk gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini dapat memberikan informasi status dan keberadaan sumber radiasi dari material pascairadiasi tercatat dengan baik dan lengkap dengan informasi yang diperlukan, sehingga dasar pemanfaatan sumber radiasi yaitu justifikasi, limitasi dan optimasi dapat diwujudkan dan pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.ABSTRACT IMPLEMENTATION ON CONTROLLING POST IRRADIATED MATERIAL AT THE G.A. SIWABESSY MULTI PORPOSE REACTOR) RSG-GAS. Implementation on controlling of post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron process for research, radioisotope production, irradiating topaz stones and other activities will produce radiation source. Radiation source from post irradiated material appears in many shapes such as equipment with various levels of radiation exposure which need to be controlled starting from recording of material name, amount or volume, material identification number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is strongly needed to assess the success and the lack of controlling activities. The Implementation assessment method is carried out by collecting data of post irradiated material, collecting data of working area and evaluating of controlling activities which have been done. Based on the achieved data show that controlling of radiation source from post irradiated material which has been done currently is about controlling related to radiation information. Therefore, a standard operational procedure is very needed which includes kind/material name, amount or volume, material identification number, placement spots as well as arranging removal process of radiation source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The result of this implementation assessment can inform the status and the presence of radiation source from post irradiated material with well  noted and completed with needed information, so that basic utilization of radiation source which are justification, limitation and optimization can be created as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled.
IDENTIFIKASI KETIDAKSTABILAN SPEKTROMETER GAMMA RSC-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA Subiharto, Subiharto; Setiawanto, Anto; Luhur, Nugraha; Kurniawan, Nazly
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (395.126 KB)

Abstract

IDENTIFIKASI KETIDAKSTABlLAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA. Telah dilakukan identifikasi ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS dan cara menanggulanginya. Spektrometer gamma adalah salah satu peralatan proteksi radiasi yang dimiliki oleh RSG-GAS, yang digunakan untuk menganalisis kandungan nuklida yang terdapat dalam air primer, limbah cair dan udara. Keberadaan alat ini merupakan tanggung jawab Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK), karena sesuai dengan salah satu tusi PDK yaitu melakukan pengelolaan laboratorium proteksi radiasi. Setelah dioperasikan selama 26 tahun alat ini terkadang penunjukkannya tidak stabil, dan tidak representatif. Oleh karena itu perlu dilakukan identifikasi permasalahan spektrometer gamma RSG-GAS dan dicari cara penanggulangannya agar diketahui secara pasti kemampuan kinerjanya. ldentifikasi dilakukan dengan cara melakukan pemeriksaan hardware, software dan diikuti dengan pengukuran sampel dua sumber standar. Berdasarkan hasil identifikasi yang di lakukan dapat diketahui bahwa penyebab ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS adalah karena sering terlambat dalam melakukan pendinginan dan melemahnya unjuk kerja amplifier. Setelah pendinginan selalu dikondisikan dengan baik dan dilakukan penggantian terhadap amplifier maka spektrometer gamma RSG-GAS berada dalam kondisi normal kembali.llmu dan Kata kunci : ldentifikasi dan ketidakstabilan, spektrometer gamma, RSG-GAS
ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1 Muslimu, Fahmi Alfa; Luhur, Nugraha; Abidin, Zaenal; Pudjianto, Pudjianto
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (530.968 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5389

Abstract

ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1. Air pada kolam reaktor selain berfungsi sebagai pendingin, juga berfungsi sebagai penahan radiasi yang bersumber dari berbagai komponen yang teraktivasi. Tujuan dari penelitian ini untuk menentukan nilai paparan radiasi di atas kolam reaktor sebagai fungsi ketinggian air kolam reaktor. Model komputasi dengan kode atau program komputer ORIGEN2.1 digunakan untuk menghitung inventori hasil belah dan inventori bahan bakar reaktor. Proses simulasi dilakukan pada akhir siklus ke-89 dengan variasi waktu tunda 244 hari, 8 hingga 80,2 tahun untuk mengetahui paparan radiasi di atas permukaan kolam. Penentuan waktu tunda berdasarkan waktu paruh terpanjang untuk hasil perhitungan produk aktivasi yakni Zn-65 yang memiliki waktu paruh 244 hari, dan setiap kelipatan 8 tahun dengan mempertimbangkan waktu paruh dari Zn-65. Dari hasil perhitungan diperoleh paparan radiasi sebesar 1,33.10-15 mR/jam di permukaan kolam reaktor. Sedangkan pada jarak 100 cm tanpa penahan air sebesar 463.029.153,38 mR/jam, setelah 80,2 tahun paparan radiasi pada jarak 100 cm tanpa penahan air berkurang menjadi 15,54 mR/jam. Setelah reaktor tidak beroperasi selama 8 tahun hingga 80,2 tahun nilai paparan radiasi tidak berkurang secara signifikan dikarenakan masih terdapat nuklida Fe-55, Ni-59 dan Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun.