Badan Tenaga Nuklir Nasional: Jurnal BATAN
Not a member yet
4187 research outputs found
Sort by
PENGARUH KONDISI PENYIMPANAN TERHADAP KETAHANAN KOROSI DRUM BAJA KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF
Full text linkInstalasi pengelolaan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berlokasi di Kawasan Nuklir Serpong merupakan satu satunya fasilitas pengelolaan limbah radioaktif yang telah mengelola limbah radioaktif dari seluruh wilayah Indonesia. Berbagai jenis limbah telah diolah di fasilitas ini antara lain limbah padat material terkontaminasi tingkat rendah maupun sedang yang menggunakan wadah drum baja karbon. Sebagai wadah limbah radioaktif drum wadah limbah ini harus memiliki ketahanan korosi yang baik sehingga drum wadah limbah mampu bertahan dalam jangka penyimpanan yang panjang. Telah dilakukan penelitian tentang korosi baja karbon wadah limbah radioaktif dengan tujuan mendapatkan data laju korosi bahan yang mengalami pengelasan maupun logam induknya pada kondisi penyimpanan lestari. Pada penyimpanan lestari dimungkinkan adanya genangan air yang masuk ke dalam fasilitas penyimpanan sehingga akan berinteraksi dengan drum dan dapat meningkatkan laju korosinya. Pada penelitian ini diukur laju korosi dalam berbagai media pengkorosi yaitu air SP4, air demin, air semen dan air bentonite. Hasil penelitian menunjukkan bahwa laju korosi drum wadah limbah yang mengalami pengelasan lebih tinggi dari laju korosi logam induknya pada berbagai media pengkorosi. Laju korosi tertinggi didapat pada media air SP4 yaitu 7,86 dan 6,78 kalinya dibandingkan dengan air demin. Sedangkan laju korosi pada media air demin, air bentonite dan air semen pada kisaran yang tidak jauh berbeda satu sama lain. Laju korosi merupakan parameter wadah limbah radioaktif yang penting untuk diperhatikan, karena drum wadah limbah dengan ketahanan korosi yang tinggi akan mampu menahan radionuklida yang tersimpan didalamnya dalam jangka waktu yang panjang.Kata kunci: Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, korosi
Laktosa sebagai Material Dosimeter ESR Dosis Tinggi
Full text linkPemanfaatan iradiasi gamma dalam kehidupan sehari-hari cukup beragam, seperti sterilisasi, pasteurisasi, polimerisasi, mutasi bibit unggul, dan lain sebagainya. Tujuan iradiasi terpenuhi jika dosis dosis iradiasi terpenuhi dan tepat mengenai sampel. Dosis iradiasi yang terserap bahan dapat dipastikan dengan menggunakan dosimeter. Saat ini banyak penelitian menggunakan material baru untuk pengembangan dosimeter dosis tinggi. Penelitian tersebut dilakukan menggunakan Electron Spin Resonance (ESR). Material yang dapat dijadikan dosimeter ESR adalah material tersebut memiliki nilai g-value cukup besar, garis-garis spektrum yang tajam, kestabilan sinyal yang bagus pada temperatur ruang dan jumlah radikal bebas meningkat secara linier terhadap dosis iradiasi. Kriteria ini terdapat pada material disakarida. Jenis disakarida yang sedang diteliti umumnya adalah sukrosa dan laktosa. Namun, penelitian laktosa sebagai dosimeter ESR belum banyak dilakukan. Sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut untuk menggali potensi laktosa sebagai dosimeter ESR. Penelitian ini bertujuan menganalisis karakterisasi laktosa sebagai dosimeter ESR dosis tinggi melalui iradiasi gamma. Pengujian yang dilakukan untuk mengkonfirmasi karakteristik laktosa sebagai dosimeter dosis tinggi adalah linieritas respon laktosa iradiasi terhada dosis iradiasi, microwave power, g-value, waktu kestabilan respon, peluruhan respon terhadap waktu, dan pengujian Fourier Transform Infra Red (FTIR) untuk mengetahui perubahan gugus fungsi laktosa setelah iradiasi yang diduga menjadi penyebab munculnya sinyal ESR. Laktosa iradiasi memiliki respon linier terhadap dosis iradiasi pada rentang 250Gy – 80 kGy, waktu respon stabil 2 hari setelah iradiasi, g-value laktosa iradiasi 5 kGy,10 kGy dan 15 kGy secara berturut-turut 1,9991 ± 0,0002, 1,9991 ± 0,0003, dan 1,9989 ± 0,0001, terdapat gugus fungsi karbonil pada laktosa iradiasi 15 kGy dengan masa simpan 7 dan 23 hari, dan terdapat gugus fungsi nitro pada laktosa iradiasi 10 kGy dan 15 kGy dengan masa simpan 23 hari. Hasil tersebut menunjukkan bahwa laktosa baik digunakan sebagai dosimeter ESR dosis tingg
KAJIAN PENETAPAN NILAI PEMBATAS DOSIS PEKERJA RADIASI DI PSTNT
Full text linkTelah dilakukan Kaji Ulang Penetapan Nilai Pembatas Dosis (NPD) Pekerja Radiasi yang telah berlaku sejak tahun 2014 di PSTNT. Beroperasinya kembali reaktor TRIGA 2000 secara rutin sejak tahun 2017 meningkatkan volume kegiatan laboratorium RISB dan AAN. Peningkatan volume kegiatan tersebut menyebabkan peningkatan terimaan paparan radiasi dan berakibat pada meningkatnya terimaan dosis akumulasi Pekerja Radiasi di PSTNT, sehingga perlu dilakukan kaji ulang terhadap NPD Pekerja Radiasi di PSTNT. Tujuan dari kaji ulang NPD adalah untuk memperbaharui nilai pembatas dosis yang telah ada sebelumnya (15 mSv/tahun). Kaji ulang dilakukan dengan menginventarisasi: jenis kegiatan dengan sumber bahaya potensial di reaktor dan laboratorium radiasi, terimaan dosis pekerja radiasi selama 4 tahun (2015 – 2018) dan membandingkan jenis kegiatan dengan sumber bahaya potensial dengan terimaan dosis pekerja radiasi rata-rata. Peningkatan kegiatan di PSTNT mengakibatkan semakin meningkatnya terimaan dosis akumulasi rata- rata, dosis maksimum tahunan dan dosis kolektif dari tiap bidang di PSTNT. Meningkatnya dosis tersebut menunjukkan kecenderungan Nilai Batas dosis (NBD) dapat dilampaui dan resiko radiasi bagi para pekerja juga akan semakin meningkat. Untuk menurunkan resiko radiasi bagi Pekerja Radiasi maka nilai NBD tidak boleh dilampaui sehingga perlu dilakukan penurunan NPD dari 15 mSv/tahun menjadi 10 mSv/tahun
RANCANG-BANGUN SISTEM PENCUPLIK UDARA MODEL PORTABLE-ADJUSTABLE
Full text linkDalam upaya melindungi pekerja, masyarakat, serta lingkungan, perlu dilakukan monitoring dan pengawasan secara berkala mencakup seluruh aspek keselamatan di lingkungan fasilitas nuklir yang mengacu kepada peraturan perundang-undangan. Monitoring perlu dilakukan untuk mengetahui nilai radioaktivitas komponen lingkungan yang berpotensi berdampak bagi kualitas lingkungan sehingga dijadikan dasar evaluasi pengelolaan lingkungan. Udara merupakan salah satu komponen lingkungan yang dipantau dengan pengukuran secara tidak langsung di laboratorium. Monitoring terhadap komponen udara memerlukan sistem sarana dan peralatan pendukung lainnya. Selain itu, sarana yang ada dinilai kurang praktis mengingat kondisi dan kendala di lapangan. Oleh karena itu, pada tulisan ini dijelaskan mengenai pemenuhan sarana yang diperlukan dengan cara merancang sistem pencuplik udara yang cukup ekonomis, desain model portable-adjustable sehingga selain mendapatkan sarana yang relatif murah, juga memberikan kemudahan untuk dapat meminimalisasi beberapa kendala yang dihadapi di lapangan. Perancangan dilakukan dengan cara mengidentifikasi kendala yang dihadapi di lapangan, menentukan bagian-bagian sistem yang diperlukan, lalu membangun sistem dengan memanfaatkan komponen yang telah tersedia dan mudah didapat di pasaran. Telah dirancang dan dibuat sistem alat pencuplik udara model portable-adjustable. Sistem alat telah dioperasikan dan digunakan untuk kegiatan monitoring komponen udara
Neutronic Analysis of the RSG-GAS Fuel Using Burnable Poison
Full text linkControl and safety of nuclear reactors are significantly influenced by the determination of safety parameters. The three most crucial safety factors for assessing reactor status are the infinite multiplication factor, reactivity coefficients, and power peaking factor. The objective of the present study is to examine how the RSG-GAS fuel safety parameters behave in a typical reactor operation state. A lattice cell fuel model of the fuel lattice of the RSG-GAS reactor core was modeled using WIMSD-5Bwith cross-section library data based on ENDF/B-VIII.0. The value of the infinite multiplication factor with various burnable poison concentrations, as well as the moderator and fuel temperatures, were the variables that were examined. The reactivity coefficient parameters were similarly analyzed. By comparing the WIMSD-5B code results with information from the SAR document, the WIMS model for RSG-GAS fuel was verified, and it was inferred that the parameters are in good agreement. Safe behavior uses the predicted reactivity coefficient values as an example
Cover and Table of Content
No full textCover and Table of Content for Eksplorium Volume 44 No. 1 May 2023 Edition.Cover and Table of Content for Eksplorium Volume 44 No. 1 May 2023 Edition
COMPARATIVE ANALYSIS OF COOLANT MASS FLOW RATE FOR PELUIT-40 REACTOR IN ENERGY CONVERSION SYSTEM: A STUDY OF CONCEPTUAL DESIGN WITH AND WITHOUT A SPLITTER
Full text linkPeLUIt-40 is a nuclear reactor being designed in Indonesia for heat utilizing and generating electricity, with a thermal power of 40 MW. To improve energy efficiency, a system of electricity power and heat generation for hydrogen production called a cogeneration system was developed. The purpose of this study is to determine the best design for the cogeneration system. In this study, two conceptual designs of the cogeneration system were simulated, i.e., with and without a splitter system, respectively. The effect of coolant mass flow rate from (5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, and 14 kg/s) to the energy utilization factor were analyzed. Calculations were performed using the ChemCAD 6.4.1 program and Python programming. The result shows that an increase of the coolant mass flow rate will increase the exit temperature of the coolant secondary side as a result of the heat transfer in the Intermediate Heat Exchanger (IHX). This temperature impacts an increase in the thermal power used for power generation and heat production. An increase in the mass flow rate in both designs also causes the value of the energy utilization factor (Energy Utilization Factor-EUF) and the value of the thermal efficiency to increase. Using the splitter has an EUF value of 34.51%, while the without splitter design is 33.92%. Likewise, the efficiency value of both with a splitter and without a splitter are 71.02% and 69.92%
The Study of Multiaxial Loading and Damage to the Structure and Materials in the PWR Steam Generator of Nuclear Reactor
Full text linkIn Pressurized Water Reactor (PWR) Nuclear Power Plants (NPPs), the steam generator is crucial for transferring heat from the primary to secondary cooling systems, vital for steam production to drive turbines, and central to nuclear power safety. This study explores recent research on multi-axial loading, structural integrity, and material durability in PWR steam generators, shedding light on key factors affecting these systems. Common corrosion-related degradation in steam generators often arises from design, material, and water chemistry factors. However, the shift to All Volatile Treatment (AVT), the development of advanced material alloys, and enhanced water quality control in primary and secondary systems have significantly reduced instances of steam generator degradation. These findings promise to enhance the reliability and safety of steam generators in future nuclear applications.