Elisabeth Ratnawati
Unknown Affiliation

Published : 7 Documents
Articles

Found 7 Documents
Search

PENENTUAN WAKTU TEMPUH KAPSUL HYDRAULIC RABBIT SYSTEM JALUR 2 (JBB 02) DI REAKTOR RSG-GAS

REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (267.287 KB)

Abstract

Fasilitas iradiasi Rabbit System merupakan fasilitas iradiasi yang digunakan untuk penelitian aktivasi neutron1). Ada dua jenis Rabbit System, yaitu 4 buah hydraulic rabbit system (JBB01-JBB04) dengan media pengiriman berupa air bebas mineral dan Rabbit System Pneumatik (JBB 05). Waktu tempuh pengiriman dan pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system tergantung dengan besaran laju alir yang terpantau pada instrumen pengukuran aliran. pada saat ini waktu tempuh pengiriman kapsul dari isotope cell ke posisi iradiasi telah ditetapkan oleh bagian keteknikan sebesar 46 detik ternyata tidak memenuhi kebutuhan operasional rabbit system, Tujuan dari penulisan makalah ini adalah untuk mengetahui waktu tempuh kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit RS 2, untuk mengetahui waktu tempuh tersebut perlu dilakukan pengamatan laju alir yang variatif dengan membuka katup (JBB02 AA007), sehingga waktu pengiriman maupun pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system dapat diketahui. Dari pengamatan yang dilakukan didapatkan hasil waktu tempuh pengiriman kapsul polyethylene (PE) dari isotope cell ke posisi iradiasi sesuai persamaan grafik Y=57,67 e-0,139.x, untuk kapsul Aluminium (Al) sesuai persamaan grafik Y= 68,178 e-0,189.x, sedangkan waktu tempuh pemulangan kapsul poly ethelene (PE) dari posisi iradiasi ke isotope cell sesuai persamaan grafik Y=56,459 e-13.x, untuk kapsul Al sesuai persamaan grafik Y= 65,51 e-183.x , sehingga hasil ini dapat digunakan sebagai acuan untuk menentukan waktu tempuh yang diinginkan oleh operator.ABSTRACT DETERMINATION OF TRAVEL TIME CAPSULES HYDRAULIC RABBIT SYSTEM CHANNEL 2     (JBB 02) AT THE G.A.SIWABESSY REACTOR. Rabbit System is an irradiation facilities used for research on neutron activation. There are two types of Rabbit Systems including 4 pieces Rabbit Hydraulic Systems (JBB01 - JBB04) and Rabbit Pneumatic Systems (JBB 05). Irradiation facility of hydraulic rabbit system is irradiation facility with media delivery in the form of capsules. Travel time delivery and the return capsule in hydraulic rabbit system facility depends on the magnitude of the observed flow rate on flow measurement instruments for water circulation. To determine the travel time should be observed flow rates varied by opening the valve (JBB02 AA007), so the delivery time and the return capsule in the rabbit facility hydraulic system can be known. Observations made from the results obtained travel time capsule delivery poly ethylene ( PE ) of the isotope cell to irradiation position appropriate to the graph Y=57,67 e-0,139.x, for capsules Aluminum ( Al ) appropriate graph Y= 68,178 e-0,189.x, while the travel time of the return capsule poly ethylene ( PE ) from the irradiation position to the isotope cell appropriate graph Y=56,459 e-13.x, for capsules Al appropriate graph Y= 65,51 e-183.x this result can be used as a reference for determining the travel time desired by the operator .

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89

REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (561.424 KB)

Abstract

EVALUASI  FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89.  Pengukuran fluks neutron thermal dan epithermal di fasilitas iradiasi sistem rabbit dipandang perlu dilakukan kembali sebagai  evaluasi. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan aktivasi keping Au terbuka, dan keping Au yang terbungkus Cd. Keping diiradiasi pada posisi RS-1, RS-2 dan RS-4 selama 300 detik dalam reaktor berdaya 15MW. Hasil pengukuran fluks neutron thermal di posisi RS-1 adalah sebesar 4,4689E+13 n/cm2.s dan epithermal 4,014E+12 n/cm2.s. Untuk posisi RS-2 adalah 4,0631E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 4,280E+12 n/cm2.s untuk epithermal. Posisi RS-4 adalah 4,2152E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 3,531E+12 n/cm2.s  untuk epithermal. Koreksi pengukuran dilakukan dengan menggabungkan faktor penyumbang kesalahan. Nilai  ketidakpastian      pada   posisi RS-1 adalah 5,068 %,    RS-2;  5,096 % dan RS-4 adalah 5,093 %. Bila dibandingkan dengan hasil pengukuran fluks neutron sebelumnya yaitu pada teras ke 54, hasil pengukuran fluks neutron ini tidak mengalami perbedaan yang signifikan. Pengukuran secara rutin diperlukan teristimewa pada setiap adanya perubahan pada konfigurasi bahan bakar reaktor untuk mengetahui besaran fluks neutron pada setiap posisi iradiasi. Kata kunci: fluks neutron thermal, epithermal, sistem rabbit  ABSTRACTEVALUATION OF THERMAL AND  EPITHERMAL NEUTRON FLUX  IN THE RABBIT SYSTEM  OF THE RSG GAS 89TH CYCLE FACILITY. Re-measurements of thermal and epithermal neutron flux at the irradiation facility of  rabbit system is necessary  for evaluation. The method used is to perform the activation of Au foil, and Au-wrapped Cd. The foils were irradiated at position RS-1, RS-2 and RS-4 for 300 seconds in a 15MW power  reactors. The results of measurements of thermal neutron flux in the position of RS-1 is 4,4689E + 13 n / cm2.s and epithermal is  4,014E + 12 n / cm2.s. While in the position of RS-2 is 4,0631E + 13 n / cm2.s for thermal and 4,280E + 12 n / cm2.s to epithermal. The position of the RS-4 is 4,2152E + 13 n / cm2.s for thermal and 3,531E+12 n/cm2.s  for epithermal. Measurement correction is done by combining the factor of contributor’s mistake. The uncertainty factor to the position of RS-1 is 5.068%, RS-2; 5.096% and RS-4 is 5.093%. When compared to the results of previous measurements of neutron flux on core 54, the results of neutron flux measurement is not experiencing a significant difference. Measurements are routinely required especially on any changes to the configuration of the reactor fuel to determine the amount of neutron flux at the position. Keywords: thermal and epithermal neutron flux, rabbit system 

STUDI PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI

GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : PSTA BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (543.505 KB)

Abstract

ABSTRAKSTUDI  PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH  30 TAHUN BEROPERASI. Sistem pendingin primer reaktor dengan air sebagai media berfungsi sebagai pendingin, moderator dan perisai radiasi. Setelah beroperasi selama 30 tahun diduga terdapat pengotor yang mengendappada dasar kolam, yang berasal dari produk korosi teraktivasi maupun akibat kegiatan pemanfaatan reaktor. Untuk mengurangi jumlah endapan pengotor dan mengetahui jenis nuklida yang terkandung didalamnya maka dilakukan penyedotan air dasar kolam reaktor dengan pompa benam pada saat reaktor shut down di akhir teras 91. Air hasil penyedotan dicacah menggunakan Multi channel analyzer (MCA) Ortec A65-B32 Maestro-32 dengan detektor HPGe. Hasil pencacahan menunjukkan adanya nuklida Cr-51, Sb-124, Sb-125, Sc-46, Fe-59, Zn-65 dan Co-60. Endapan yang terbentuk dianalisis dengan menggunakan metode AAN. Hasil analisis endapan menunjukkan adanya kesamaan dengan nuklida yang teridentifikasi dalam sampel air hasil penyedotan. Beberapa jenis unsur yang sama juga teridentifikasi dalam air bekas pencucian batu topaz pra iradiasi.  Hasil pemantauan rutin  terhadap kualitas air pendingin menunjukkan bahwa aktivitas nuklida yang teridentifikasi masih berada dibawah nilai yang tercantum dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan. Ini disebabkan karena  sistem purifikasi yang berfungsi dengan baik. Namun demikian penyedotan secara berkala perlu dilakukan untuk mengurangi pengotor yang mengendap didasar tangki kolam reaktor, disamping itu perlu diperhatikan pula proses pencucian batu topaz pra iradiasi sesuai dengan prosedur yang ditetapkan  untuk memperkecil kemungkinan terbentuknya pengotor dalam sistem pendingin primer. Kata Kunci : Pendingin primer, reaktor,  pengotor, produk korosi.

ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNG PRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZ DI REAKTOR RSG-GAS

GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : PSTA BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (480.505 KB)

Abstract

ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNGPRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZDI REAKTOR RSG-GAS. Peningkatan utilitas produksi radioisotop di reaktor RSG-GAS, seperti produksi99Mo dan target batu topaz perlu upaya optimasi  iradiasi target U-235 pengkayaan rendah (LEU) di dalam teras reaktor RSGF-GAS. Terdapat 4 posisi IP (Irradiation Position) yang saat ini digunakan untuk iradiasi batu topaz secara rutin dari 8 posisi iradiasi yang tersedia di dalam teras reaktor.  Oleh karena itu, iradiasi target yang lain hanya dapat dilakukan di posisi CIP (Central Irradiation Position).  Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis jumlah target LEU yang optimum di posisi CIP dan iradiasi batu topaz di IP RSG-GAS.  Ruang lingkup penelitian ini meliputi pemantauan batasan keselamatan operasi faktor puncak daya radial maksimum, margin reaktivitas padam saat stuck rod dan perubahan fluks neutron di detektor un-balanced load. Pendekatan perhitungan menggunakan metode difusi neutron 2-dimensi, Batan-2DIFF dengan asumsi target LEU menggunakan proses electroplating. Hasil perhitungan menunjukkan jika 4 posisi CIP diisi penuh target LEUdengan massa optimal 14,4 g (1,2 g per kapsul) dan 36 g (3 g per kapsul) diperoleh 0,72% ∆k/k dan 1,12% ∆k/k jika dibandingkan dengan safety margin sebesar 2% ∆k/k maka seluruh parameter teras masih memenuhi syarat batas keselamatan operasi. Dengan demikian reaktor RSG-GAS aman dioperasikan untuk mengiradiasi targetLEU dengan massa yang optimal.

VALIDASI METODE AANI DALAM HUBUNGANNYA DENGAN FASILITAS IRADIASI SYSTEM RABBIT RSG-GAS

Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 2 No 1 Mei 2008
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (134.352 KB)

Abstract

VALIDASI METODE AANI DALAM HUBUNGANNYA DENGAN FASILITAS IRADIASI    SYSTEM  RABBIT  RSG-GAS.  Telah  dilakukan  validasi  metode  AANI dengan menggunakan beberapa bahan acuan standar bersertifikat. Validasi metode   ini mengacu pada ketentuan yang dikehendaki dalam SNI 19-17025-2005: 5.4.5.1. Berdasarkan hasil validasi metode yang dilakukan melalui pengujian akurasi dan presisi metode, akan dicoba dilihat kaitannya dengan fasilitas iradiasi yang digunakan untuk mengaktifkan sampel. Aktivasi dilakukan pada  rabbit system (RS1, RS2, RS3, dan RS4). Hasil validasi menunjukkan bahwa aktivasi sampel yang dilakukan pada fasilitas RS1, RS2, RS3 cukup baik, sedangkan RS4 memberikan hasil pengujian dengan tingkat presisi dan akurasi yang tidak memenuhi syarat (ditolak). Perbedaan hasil yang cukup signifikan ini tidak dipengaruhi oleh posisi fasilitas iradiasi di reaktor, karena dari hasil pengukuran menunjukan bahwa fluks neutron pada ke-empat posisi tersebut memiliki kisaran yanghampir sama yaitu 10 13 n cm-2 s-1.

THE DEBRIS PARTICLES ANALYSIS OF RSG GAS COOLANT TO ANTICIPATE SEDIMENT INDUCED CORROSION

Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 18, No 1 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (607.469 KB)

Abstract

THE DEBRIS PARTICLES ANALYSIS OF RSG-GAS COOLANT TO ANTICIPATE SEDIMENT-INDUCED CORROSION. The reliability of the structures, systems and components (SSC) of the G.A. Siwabessy Multipurpose Research Reactor (RSG-GAS) should be maintained to keep the reactor operates safely. Chemical control and management of coolant is one factor which determines the SSC’s reliability. The debris sedimentation in the primary coolant system must be examined. Debris occurs in the reactor pool, originating from airborne dust from the engineering hall. Several elements contained by the sediment can induce corrosion. This research was conducted to identify the trace elements which were contained in the sediments and determine their concentrations. The objective was to anticipate the occurrence of galvanic and pitting corrosion due to the presence of elements which are more noble than aluminum. The measurement methodology is Neutron Activation Analysis (NAA). Two groups of samples were analyzed; the first group was sampled from the debris trapped in the mechanical filter after the resin column, or known as the resin trap, and second was sampled from the debris which adhered to the heat exchanger tube. The primary coolant debris analysis showed that the neutron-activated sediment contained Na-24, Na-25, Al-28, Mg-27, Cr-51, Mn-54, Mn-56, Co-58, Co-60, Ni-65, and Fe-59. The Mn, Cr, Co, Ni, and Fe are more noble than aluminum can induce galvanic corrosion while Na, Ba, Al, and Mg are not. The radionuclides contained by the result of neutron activation of sediment from the heat exchanger tube are Mn-56, Na-24, As-76, Br-82, Fe-59, Zn-65, Cr-51, La-140, and Sc-46 which are mostly carbon steel corrosion products. Those elements do not initiate galvanic corrosion. The prevention of galvanic corrosion can be done by periodic maintenance.Key Words : sediment, debris, corrosion, galvanic, pitting, RSG Gas  

ANALISIS UNSUR PENGOTOR DI DALAM AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS

Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 12 NO 2 November 2018
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (435.152 KB)

Abstract

Air pendingin primer dialirkan untuk menjamin suhu di dalam teras reaktor dan reflektor sesuai dengan batas operasi yang diijinkan. Kualitas air pendingin primer reaktor selalu dijaga supaya selalu berada dalam kondisi yang dipersyaratkan. Pada saat kegiatan pemindahan bahan bakar untuk pembentukan Teras 96 terlihat secara visual adanya pengotor yang melayang disekitar bahan bakar, sehingga diputuskan untuk melakukan pengambilan pengotor tersebut dan dilakukan analisis unsur yang terkandung di dalamnya. Analisis pengotor air pendingin primer telah dilakukan secara kualitatif menggunakan alat pencacah Multi channel analyzer (MCA) Ortec A65-B32 Maestro-32 dengan detektor HPGe. Pengukuran aktivitas dilakukan menggunakan metode perbandingan dengan sumber standar yang sudah diketahui aktivitasnya dari Amersham.  Hasil analisis nuklida beserta aktivitasnya yang diperoleh sebagai berikut  51Cr  (982,43Bq),  124Sb (325,25Bq),  181Hf  (1941,01Bq),  95Zr (194,03 Bq),  58Co (207,96 Bq),  60Co (2646,77 Bq),  46Sc (1322,98  Bq), 59Fe (877,83 Bq), 65Zn (4865,53 Bq),  99Mo (71,26 Bq), 141Ce (47,06 Bq), dan 122Sb (475,24  Bq). Aktivitas tertinggi dimiliki oleh 65Zn (4865,53 Bq). Namun demikian hal ini tidak berdampak pada keselamatan operasi reaktor karena kinerja sistem penukar ion dan filter mekanik dalam sistem purifikasi terjaga dengan baik.  Unsur 181Hf dan 95Zr  terdeteksi dalam pengotor disekitar bahan bakar. Perlu dilakukan penelitian lanjutan dengan menggunakan teknik analisis yang memiliki tingkat akurasi dan presisi yang tinggi.