Syarip Syarip
Badan Tenaga Nuklir Nasional Pusat Teknologi Akselerator & Proses Bahan

Published : 9 Documents
Articles

Found 9 Documents
Search

GASEOUS RELEASES EVALUATION AND SAFETY PERFORMANCE IMPROVEMENT OF KARTINI RESEARCH REACTOR VENTILATION SYSTEM

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 14, No 2 (2011)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (508.285 KB)

Abstract

GASEOUS RELEASES EVALUATION AND SAFETY PERFORMANCE IMPROVEMENT OF KARTINI RESEARCH REACTOR VENTILATION SYSTEM. The safety performance of Kartini research reactor related to the gaseous releases to the environment has been evaluated. The research covers an evaluation and improvement on the ventilation system and analysis of gas releases dissipating from the reactor building. The method used is calculation of reactor source term and direct measurement of gas release from the reactor stack. The source term analysis showed that the fission product accumulated in the reactor core at the start of operation was 4.838 ´ 106 Ci, after of 5 hours operation it became 3.614 ´ 108 Ci, and after 24 hours decay, the fission product became 4.727 ´ 106 Ci. The N16 activity inside the reactor building is 4.1 ´ 10-10 μCi/cm3 and the Ar41 escaping to the atmosphere is 5.7 ´ 10-12 mCi/cm3, which is lower than limit value for radiation worker of 2 ´ 10-6 μCi/cm3. A sample case by using March 2009 data, the value of ground level concentration on variable distance x = 100 m to 5.000 m, was 9.726 ´ 10-19 rad/m3, rise up to 6.303 ´ 10-14 rad/m3 and tends to decrease to 1.598 ´ 10-15 rad/m3 at distance 5,000 m. Whiles the direct observation on the upper reactor stack show that the radiation exposure is 2.33 ´ 10-9 rad/s, exit velocity of gas from stack is 8 m/s, absolute temperature effluent of gas is 26.2 oC, and outlet diameter of stack, d = 1 m and actual stack height 31.75 m. Based on safety limit criteria from national regulation (BAPAETEN), the values of radiation exposure, ground level concentration combined with atmosphere stability and demography factor was very safe for the actual condition of Kartini reactor site. Keywords: safety performance, Kartini reactor, source term, ventilation system.

ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR KARTINI BERDASAR KEJADIAN PEMICU YANG DIPOSTULASIKAN

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 8, No 2 (2005)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (204.521 KB)

Abstract

ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR KARTINI BERDASAR KEJADIAN PEMICU YANG DIPOSTULASIKAN.Berdasarkan analisis kejadian pemicu yang dipostulasikan maka ada 8 kejadian yang dipostulasikan (PostulatedInitiating Event) : seperti kehilangan catu daya listrik, kegagalan sistem scram, kehilangan aliran pendingin,kehilangan pendingin, kegagalan transfer cask, kejadian internal/eksternal dan kesalahan manusia. Dari 8 kejadiantersebut, hanya satu kejadian yang menyebabkan terlepasnya bahan radioaktif dari seluruh sistem bahan bakar kelingkungan yaitu kejadian gagalnya sistem pemindah bahan bakar (transfer cask). Urutan kejadiannya adalahtransfer cask jatuh di atas teras reaktor dan mengakibatkan seluruh kelongsong bahan bakar pecah lalu diikutidengan hilangya seluruh air tangki reaktor sehingga seluruh inti hasil belah gas yang ada di celah bahan bakar lepaske lingkungan. Analisis terlepasnya bahan radioaktif ke lingkungan menggunakan paket program dengan bahasaTurbo Pascal dan lama eksekusi 5 menit. Dari hasil analisis diperoleh bahwa dosis radiasi gamma yang diterimaoleh penduduk pada saat 2 jam setelah terjadi kecelakaan pada radius 33 meter adalah 25 rem dan dosis iodinadalah 300 rem berarti proses evakuasi sangat sederhana karena tidak melibatkan penduduk di sekitar kawasanP3TM.

STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 5, No 1 (2002)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (134.905 KB)

Abstract

STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan analisis simulasi larutan U-nitrat sebagai target iradiasi neutron untuk produksi radioisotop Mo-99. Uranium dalam senyawa nitrat diperkaya dengan 20% berat U-235. Analisis simulasi dilakukan berdasarkan pada perhitungan program ORIGEN2 dimana variasi simulasi konsentrasi U-nitrat yang diuraikan dalam data komposisi unsur dalam larutan dijadikan masukan program ORIGEN2. Program ORIGEN2 digunakan untuk menghitung perubahan komposisi unsur apabila larutan teriradiasi neutron dengan fluks 5x1011 n/cm2det dengan lama iradiasi mulai dari 1 hari sampai dengan 8 hari. Untuk menyederhanakan analisis dibuat representasi grafis terhadap hasil perhitungan terhadap parameter K~, Energi fisi, radioaktivitas MO-99 dan kontur peluruhan Mo setelah selesai iradiasi. Dari hasil analisis simulasi dapat disimpulkan bahwa radioisotop Mo-99 dapat diproduksi dengan melalui iradiasi larutan U-nitrat 102 g/l dengan uranium diperkaya 20% berat U-235 pada reaktor Kartini. Produksi yang dapat dicapai adalah 3.23 Ci Mo-99 per 300 cc larutan dengan lama iradiasi 5 hari. Daya thermal yang dibangkitkan dalam larutan selama proses iradiasi sebesar 89.3 watt didinginkan oleh sistem sirkulasi air kolam reaktor.

EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 5, No 1 (2002)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (229.089 KB)

Abstract

EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be. Telah dilakukan eksperimen dalam rangka pembuatan sistem penganalisis unsur-unsur dengan metode analisis aktivasi neutron gama serentak atau promt gamma neutron activation analysis (PGNAA). Tujuan eksperimen ini adalah untuk mengembangkan metode analisis aktivasi neutron sehingga dapat digunakan untuk mendeteksi unsur-unsur yang memiliki waktu paroh sangat pendek. Eksperimen dilakukan dengan susunan alat yang terdiri dari : sumber neutron isotopik PuBe, detektor gama HPGe, kolimator neutron dari grafit, jarak cuplikan dengan sumber neutron 20 cm. Pengujian dan kalibrasi sistem dilakukan dengan menggunakan sumber standar Co60 dan Cs137. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa pengukuran fluks neutron pada target cuplikan dengan menggunakan foil Au198 menghasilkan fluks neutron rerata 3,26.104 n cm-2s-1. Sedangkan nilai resolusi dan efisiensi sistem PGNAA tersebut masing-masing adalah 5,6 % dan 0,66 %. Uji coba sistem dengan cuplikan berupa foil Ag108 menunjukkan hasil sesuai yang diharapkan.

KARAKTERISTIK BERKAS PADA BEAM PORT TEMBUS DAN SINGGUNG REAKTOR KARTINI

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 17, No 2 (2014)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Telah dilakukan serangkaian perhitungan untuk mempelajari karakteristik berkas neutron dan foton gamma pada beam port tembus dan singgung menggunakan program MCNPX. Kegiatan ini terkait dengan rencana perancangan dan penyediaan fasilitas eksperimen PGNAA (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis) menggunakan sumber neutron dari salah satu beam port pada reaktor Kartini yang masih belum dimanfaatkan. Hasil dari simulasi ini akan digunakan sebagai dasar dalam pemilihan beam port yang dipandang paling sesuai untuk digunakan, berdasarkan beberapa persyaratan yang ditetapkan, seperti karakteristik spektrum neutron pada bagian keluaran beam port, dsb. Hasil evaluasi menunjukkan beam port singgung memberikan karakteristik spektrum neutron yang lebih baik dibanding beam port tembus sesuai dengan kriteria yang dipersyaratkan. Dalam hal ini nilai rasio fluks neutron termal dan epitermal terhadap fluks neutron cepat pada bagian keluaran beam port masing-masing Øth/Øf = 3,086 dan Øepi/Øf = 2,733 yang lebih tinggi dibanding untuk beam port tembus yang nilainya Øth/Øf = 0,803 dan Øepi/Øf = 0,625. Ø

KAJIAN APLIKASI METODE HAMBURAN COMPTON ENERGI GANDA UNTUK PENGUKURAN DENSITAS FLUIDADAN UJI TAK MERUSAK PIPA

Jurnal Sains Materi Indonesia Vol 6, No 3: JUNI 2005
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (314.689 KB)

Abstract

KAJIAN APLIKASI METODE HAMBURAN COMPTON ENERGI GANDA UNTUK PENGUKURAN DENSITAS FLUIDADAN UJI TAK MERUSAK PIPA. Telah dilakukan penelitian simulasi aplikasi teknik hamburan Compton energi ganda pada uji tak merusak pipa untuk pengukuran densitas elektron fluida di dalam pipa dan menentukan letak serta ukuran kerusakan internal pada dinding pipa. Teknik yang dikembangkan ini menggunakan sebuah sumber radioaktif foton terkolimasi, yaitu Iridium-192 yang memancarkan sinar gamma dengan energi 317 keV dan 468 keV serta sebuah detektor titik. Untuk meminimalkan ukuran volume hambur, dipilih sudut hambur 90o. Kajian ini merupakan penelitian simulasi dengan menggunakan perangkat lunak MCNP versi 4B. Penentuan densitas elektron dilakukan untuk dua sampel fluida, yaitu air ringan (H2O) dan air berat (D2O). Data masukan disusun dan kemudian digunakan oleh perangkat lunak MCNP untuk menghasilkan respon detektor secara simulasi. Hasil ini kemudian diolah secara manual untuk menghitung densitas elektron pada setiap bahan, hasil kajian menunjukkan bahwa metode ini memberikan kesalahan maksimum 2,2 % untuk pengukuran densitas elektron fluida dalam pipa. Hasil simulasi juga memperlihatkan bahwa metode ini dapat dipakai untuk evaluasi secara visual suatu obyek dengan cara menghitung tebal dinding pipa. Pada kasus tertentu, lokasi dan ukuran kerusakan pipa kemungkinan tidak dapat ditentukan dengan tepat.

RANCANGAN KONSEPTUAL REAKTOR SUBKRITIK UNTUK KAJIAN TRANSMUTASI LIMBAH PLTN BERBASIS REAKTOR KARTINI

Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 15, No 2 (2013): Desember 2013
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (746.442 KB)

Abstract

ABSTRAKRANCANGAN KONSEPTUAL REAKTOR SUBKRITIK UNTUK KAJIAN TRANSMUTASI LIMBAH PLTN BERBASIS REAKTOR KARTINI. Disajikan hasil rancangan konseptual berupa kajian perhitungan aspek teoretis dan analisis kelayakan teknis suatu sistem reaktor subkritik dengan sumber neutron luar berasal dari akselerator (Small Scale Reactor Accelerator Driven System / SS-RADS) berbasis reaktor Kartini. Model teras reaktor berbentuk silinder berisi aktinida minor (MA) yang dikelilingi oleh bahan bakar reaktor Kartini. Modul ADS-CDS yang berbasis pada program SRAC digunakan untuk kajian aspek neutronik. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa keberadaan unsur MA akan memberikan reaktivitas positif yang nilainya semakin besar dengan meningkatnya konsentrasi MA. Program komputer ORIGEN2 digunakan untuk perhitungan transmutasi radioinuklida MA sebagai fungsi energi dan fluks neutron. Hasil analisis menunjukkan bahwa transmutasi radionuklida MA tersebut akan berlangsung lebih optimum dengan neutron termal dibandingkan dengan neutron cepat. Unsur MA yang paling banyak mengalami transmutasi adalah Am241 yaitu dengan laju transmutasi 50% selama 1000 hari operasi pada tingkat fluks neutron termal 1013 n/cm2 s, dan yang paling sedikit mengalami transmutasi adalah Cm244 yaitu hanya 0,5%, serta laju transmutasi rerata total 32%. Dapat disimpulkan bahwa SS-RADS berbasis reaktor Kartini dapat digunakan untuk eksperimen transmutasi limbah nuklir (MA) jika tingkat fluks neutron termalnya 1013 n/cm2 s.Kata kunci: PLTN, reaktor subkritik, limbah nuklir, aktinida minor ABSTRACTCONCEPTUAL DESIGN OF SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR NPP NUCLEAR WASTE TRANSMUTATION STUDY BASED ON KARTINI REACTOR. The conceptual design theoretical study and technical feasibility analysis results of subcritical assembly (Small Scale Reactor Accelerator Driven System /SS-RADS) based on Kartini reactor is presented in this paper. The reactor core model is a cylindrical containing minor actinide (MA) surrounded by Kartini reactor fuels. ADS-CDS module based on SRAC code was used to study neutronic aspect. Calculation results show that the present of MA as nuclear waste will provide positive reactivity value and will increasing according to its concentration. The ORIGEN2 computer code was used to calculate MA transmutation as a function of neutron energy and flux. The analysis results show that the optimum waste transmutation of the above radionuclide will achieved with thermal neutron (thermal reactor), instead of fast neutron. The most transmuted element is Am241 with 50% transmutation rate at thermal neutron flux of 1013 n/cm2 s, the lowest transmuted is Cm244 i.e. only 0,5%, and total average transmutation is 32%. It can be concluded that the SS-RADS based on Kartini reactor can be used for nuclear waste transmutation study if the thermal neutron flux level is around 1013 n/cm2 s.Keywords: nuclear power plants, subcritical reactor, nuclear waste, minor actinide

ANALISIS RANCANGAN DASAR SISTEM PGNAA MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT REAKTOR KARTINI

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 18, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (327.519 KB)

Abstract

ABSTRAK ANALISIS RANCANGAN DASAR SISTEM PGNAA MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan perancangan dasar sistem PGNAA menggunakan salahsatu beamport reaktor Kartini sebagai sumber neutron.  Moderator neutron  ditempatkan pada ujung kolom berkas neutron untuk membuat berkas neutron menjadi termal.  Berkas diarahkan menuju ruang sampel PGNAA dengan menggunakan kolimator yang berfungsi sebagai penyaring berkas neutron sejajar. Pada penggal kolimator yang berpotongan dengan jendela beamport dipasang neutron beam shutter untuk menutup berkas neutron apabila tidak digunakan untuk PGNAA.  Beam stopper dipasang dibelakang ruang sampel PGNAA untuk menangkap berkas neutron yang  lolos. Perhitungan sifat neutronik dilakukan untuk memilih bahan material yang memenuhi syarat fungsi sebagai sub-komponen PGNAA dan menentukan ukuran geometrinya.  Dari hasil perhitungan diperoleh  data bahan yang baik untuk moderator yaitu grafit, bahan kolimator adalah aluminium, bahan beam shutter dan beam stopper adalah komposit boraks-parafin.  Panjang moderator 90 cm, panjang kolimator 173 cm dengan  tetapan kolimasi D/L=0,015, tebal beam shutter dan beam stopper masing-masing 22 cm dan 30 cm.  Dipasang perisai gamma dan perisai neutron untuk menutup berkas neutron keluar dari sela dinding dalam beamport dan didnding luar kolimator. Bahan perisai tersebut dibuat dari komposit boraks parafin 25% berat dan timbal yang masing-masing panjangnya 50 cm dan 30 cm.  Hasil analisis menunjukkan bahwa dari fluks neutron awal pada beamport bagian dalam sebesar 1,5.1012 n/cm2s dapat menghasilkan fluks neutron termal di ruang sampel PGNAA 1,76.108 n/cm2s dengan arus neutron termal 9,29.108 n/s. Nilai fluks neutron termal tersebut memenuhi persyaratan untuk suatu sistem PGNAA yaitu berada pada orde 106 s/d 108 n/cm2s. Kata Kunci : PGNAA, rancangan dasar, prompt-gamma, analisis aktivasi, neutron-termal, beamport reaktor ABSTRACT BASIC DESIGN ANALYSIS OF PGNAA SYSTEM USING NEUTRON SOURCE FROM BEAMPORT OF KARTINI REACTOR. A basic design of PGNAA system using one of reactor beamports of Kartini reactor as a neutron source have been carried out. Neutron moderator is placed at the inner end of beamport column to make thermal neutron beam. A neutron beam directed  to PGNAA counting chamber by using collimator as a filter to make parallel neutron beam.   At  the midle  of collimator intersect with beamport window, neutron beam shutter is mounted to close when not in use for PGNAA.  Beam stopper mounted behind the sample chamber of PGNAA to capture neutron beam that passes from the sample chamber.  Calculation of neutronic properties of materials was done to choose the material that meet the functional requirements of PGNAA and to determine the geometry size.  Based on the calculational results obtained that good material for moderator is graphite, aluminum as beam collimator, and beam shutter or stopper is made from borax-paraffin composite. The moderator length is 90 cm and collimator length  is 173 cm  with collimation constant D / L = 0,015.  Beam shutter and beam stopper thickness are 22 cm and 30 cm respectively. Gamma and neutron shield are  added  surrounding beam colimator to shield  the radiation out from the pitch between collimator and beamport wall.  The shield material made from composite of parrafin 25 w % borax, and lead with the length of 50 cm and 30 cm respectively.   The analysis result shows that from the neutron flux of 1,5.1012 n/cm2s at the inner side of beamport, can generate thermal neutron flux at the PGNAA sample chamber of 1,76.108 n/cm2s with the thermal neutron current of 9,29.108 n/s. This thermal neutron flux meet the requirement for a PGNAA system i.e. in the order of 106 to 108 n/cm2s.   Keywords : PGNAA, basic design, prompt-gamma, activation analysis, thermal neutron, reactor beamport

PROGRAM SIMULASI PERHITUNGAN POPULASI FLUKS NEUTRON DALAM TERAS REAKTOR NUKLIR

Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi (SNATI) 2011
Publisher : Jurusan Teknik Informatika, Fakultas Teknologi Industri, Universitas Islam Indonesia

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Program simulasi perhitungan fluks neutron dalam teras reaktor nuklir memiliki input berupa fraksi neutronkasip (β), konstanta peluruhan (λ), reaktivitas (ρ), umur satu generasi neutron (l ) dan waktu (t). Data tersebutdiolah untuk menyusun suatu persamaan karakteristik guna memperoleh akar-akar persamaan karakteristik (wj)dan residu (Aj). wj dan Aj digunakan dalam membentuk persamaan populasi fluks neutron terhadap fungsi waktu(nt/n0). Output dari program ini berupa populasi fluks neutron terhadap fungsi waktu yang ditampilkan dalambentuk angka maupun grafik. Pengujian dilakukan salah satunya dengan memasukkan data β dan λ dari isotopU235, ρ dan l masing-masing sebesar 0,002 dan 0,001 s. Hasil pengujian menunjukkan nilai nt/n0 saat t = 0 ssebesar 0,07088 dan mengalami peningkatan yang signifikan saat t = 55 s menjadi 1,31444 dan saat t = 150 smenjadi 167,21324. Hal ini sesuai dengan pernyataan bahwa bila ρ > 0 maka grafik populasi fluks neutronterhadap waktu cenderung menjauhi nol.