REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS
Get PDFKAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINIUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset yang dioperasikan untuk keperluan produksi radioisotop, analisis aktivasi neutron, penelitian dan uji material. Reaktor RSG-GAS beroperasi dengan rata-rata energi terbangkitkan sebesar 625 MWd setiap siklus dan manajemen bahan bakar teras menggunakan pola 5/1 untuk pemuatan bahan bakar. Setiap pergantian teras dilakukan perhitungan dan pengukuran parameter reaktor untuk mengetahui pengaruh terhadap keselamatan operasi reaktor. Pada kondisi operasi normal fasilitas iradiasi dalam teras berisi air atau dummy aluminium. Penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi perlu diketahui pengaruhnya terhadap parameter neutronik reaktor RSG-GAS. Tujuan penulisan makalah ini yaitu melakukan perhitungan dan pengukuran parameter operasi reaktor dan mengetahui pengaruh penambahan dummy aluminium terhadap reaktivitas dan fluks neutron pada teras 97 reaktor RSG-GAS. Perhitungan parameter operasi dilakukan menggunakan kombinasi program WIMS/D5 untuk generasi tampang lintang sel, Batan-2DIFF untuk menghitung reaktivitas dan faktor puncak daya radial serta Batan-3DIFF untuk menghitung faktor puncak daya aksial dan fluks neutron dalam teras reaktor. Efek reaktivitas akibat penempatan dummy aluminium pada CIP sebesar 0,17 %Δk/k. Jika dummy aluminium diletakkan di CIP dan IP akan menaikkan fluks di posisi tersebut karena aluminium mempunyai daya moderasi yang sangat baik. Nilai faktor puncak daya radial dan aksial masing-masing 1,2200 dan 1,2902. Berdasarkan hasil perhitungan dan pengukuran besaran tersebut masih berada dalam batas yang diizinkan untuk keselamatan operasi reaktor dan menunjukan bahwa teras 97 reaktor RSG-GAS memenuhi batas keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: Dummy aluminium, reaktivitas, fasilitas iradiasi, operasi reakto
Instalasi dan Uji Fungsi Radiografi Sinar-X di Hot Cell Instalasi Radiometalurgi
No full textNSTALASI DAN UJI FUNGSI RADIOGRAFI SINAR-X DI HOT CELL INSTALASI RADIOMETALURGI. Radiografi sinar-X telah dipasang di hot cell 103 dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) yang digunakan untuk pemeriksaan Pelat Bahan Bakar (PEB) dan short pin PWR-fuel teriradiasi. Tabung sinar-X yang digunakan dengan tegangan 20-320 kV dan flat panel detector serta meja objek uji yang dapat bergerak ke arah longitudinal dan transversal. Gerak vertikal (pengaturan jarak tabung ke objek) dilakukan secara manual dengan manipulator. Sistem dukung yang terdiri dari unit trafo, pendingin dan panel terpasang di service area sedangkan unit pengendali berupa komputer terpasang di operating area. Uji fungsi berhasil dilakukan menggunakan PEB teriradiasi dengan parameter utama 200 kV, 800 µA dan integration time 130 ms. Hasil digital radiografi untuk short fuel pin PWR belum baik sehingga masih membutuhkan studi dan eksperimen lebih lanjut untuk menentukan parameter operasi. Hal ini terkait adanya perbedaan koefisien atenuasi sinar-X antara U dan Zr. Kata kunci: radiografi sinar-X, hot cell, Instalasi Radiometalurgi, uji pasca iradias
TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI
Get PDFTINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI. Salah satu komponen penting dari sistem pendingin reaktor adalah menara pendingin. Menara pendingin RSG-GAS telah dioperasikan selama lebih dari 30 tahun. Telah dilakukan kajian kinerja menara pendingin pada operasi daya nominal 30 MW ditinjau dari keselamatan operasi reaktor. Kajian dilakukan untuk mengetahui kinerja menara pendingin dalam membuang panas ke lingkungan. Parameter penilaian kinerja menara pendingin yang dipakai meliputi range, approach, efektifitas, dan temperatur pendingin masuk teras reaktor. Dari kajian data operasi tahun 1992, diperoleh nilai range sebesar 7,2 ⁰C, nilai approach sebesar 8,0 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 47,37%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 40,0 ⁰C. Dari kajian data tahun 2018, diperoleh nilai range sebesar 6,7 ⁰C, nilai approach sebesar 9,3 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 41,84%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 41,96 ⁰C. Nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 1992 masih di bawah batas pengaktifan sistem proteksi reaktor, sedangkan nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 2018 mendekati batas pengaktifan sistem proteksi reaktor yaitu 42 ⁰C. Dapat disimpulkan bahwa kinerja menara pendingin setelah 30 tahun dioperasikan sudah tidak dapat memenuhi kriteria keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: kinerja, menara pendingin, temperatur, keselamatan operasi
PENGARUH ATTENUASI SINAR-X TERHADAP GREY VALUE COMPUTED RADIOGRAPHY
Get PDFPENGARUH ATTENUASI SINAR-X TERHADAP GREY VALUE COMPUTED RADIOGRAPHY. Studi aplikasi radiografi digital dengan sinar-X dan media Imaging Plate dengan pemindai Computed Radiogrphy. Radiografi ini menggunakan Imaging Plate blue (25 mikron) untuk mendapatkan kontras tinggi, kepekaan tinggi dan kualitas bayangan (image) yang baik karena butiran kristal halus. Tujuan radiografi digital menggunakan pemindai Computed Radiography adalah untuk mengetahui pengaruh ketebalan filter screen Pb terhadap grey value radiografi. Telah dilakukan pengujian radiografi menggunakan sinar-X pada Ignition Coil dengan metoda ketebalan tunggal bayangan tunggal menggunakan media Imaging Plate blue dengan pemindai Computed Radiography dan sinar-X dengan parameter pengamatan grey value radiografi. Waktu paparan sinar-X adalah 120 detik. dengan menggunakan tegangan tinggi 130 kV, arus 5 mA, dan jarak sumber ke film (SFD) tegak lurus adalah 1200 mm. Hasil pengujian radiografi digital dengan media Imaging Plate blue dengan pemindai Computed Radiography pada Ignition Coil dengan metoda ketebalan tunggal bayangan tunggal menghasilkan parameter grey value rerata 55429,24; 32759,32; 20616,99; 13122,75; 8825,85 pada ketebalan filter screen Pb (perisai) 0; 0,125 mm; 0,25 mm; 0,375 mm; 0,5 mm. Semakin tebal filter screen Pb menghasilkan grey value yang semakin rendah. Kata kunci : Computed Radiography, filter screen Pb, grey value
Evaluasi Kinerja Sistem Pencacah Kerlip Cair Portabel type SSS-22P
Get PDFEVALUASI KINERJA SISTEM PENCACAH KERLIP CAIR PORTABEL TYPE SSS-22P. Telah dilakukan evaluasi kinerja sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P. Sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P adalah peralatan laboratorium portabel yang digunakan untuk mengukur radiasi Beta dari sampel yang dicampur dengan cairan pelarut. Metode Ini adalah yang paling sensitif untuk mendeteksi dan mengkuantifikasi isotop pemancar Beta, khususnya H-3 dan C-14 3). PRSG menggunakan alat ini secara rutin untuk menganalisis air pendingin reaktor sebagai pengganti alat yang sebelumnya LS 1308 buatan Beckman yang telah rusak sejak tahun 2011. Permasalahan saat ini adalah ketika alat yang masih baru ini akan digunakan kondisinya tidak stabil dan nilai cacahnya berubah-ubah.Tujuan penulisan makalah ini untuk memastikan apakah peralatan dapat berfungsi dengan baik dengan melakukan evaluasi kinerjanya. Ruang lingkup evaluasi kinerja peralatan meliputi 2 cara yaitu: melakukan uji kesesuaian Hardware dengan cara melakukan pengukuran tegangan tinggi antara tegangan masukan dan keluaran, serta melakukan pengujian software dengan pencacahan terhadap sumber standar H-3 untuk mengetahui respon detektor. Pada pengujian hardware diperoleh hasil yang menunjukkan adanya ketidak sesuaian antara tegangan masukan dan tegangan keluaran pada kedua detektor, sedangkan pada pengujian software diperoleh hasil yang menunjukkan bahwa respon detektor 1 tidak stabil tetapi respon detektor 2 berfungsi dengan baik
PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS
Get PDFPENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS. Pemanfaatan RSG-GAS diantaranya adalah mengiradiasi batu topaz. Agar batu topaz siap untuk dikirim ke pengguna maka harus melalui proses peluruhan berkisar 5 s.d 10 tahun di ruang penyimpanan sementara sehingga terjadi penumpukan batu topaz yang mengakibatkan akumulasi paparan radiasi maka harus dilakukan pengendalian agar tidak melebihi batas yang diizinkan. Metode yang dilakukan yaitu menentukan tata letak ruangan, memasang perisai radiasi fleksibel dengan 2 (dua) lapis, pemetaan radiasi gamma didalam ruang penyimpanan dan permukaan pintu ruang. Hasil pengukuran diperoleh paparan radiasi tertinggi di permukaan topaz adalah 9300,0 μSv/jam, menggunakan perisai lapis pertama diperoleh 100,0 μSv/jam, perisai radiasi lapis kedua adalah 5,0 μSv/ jam, permukaan pintu luar ruang adalah 4,0 μSv/jam dengan demikian paparan dipintu luar ruang tidak melebihi batas yang diizinkan yaitu ≤ 10 μSv/jam. Sedangkan pekerja radiasi yang akan bekerja di dalam ruang penyimpanan harus memperhatikan kaidah keselamatan yaitu waktu, jarak, perisai dan didampingi oleh petugas proteksi radiasi serta dilakukan pengamatan penerimaan dosis pekerja radiasi agar tidak melebihi 20 mSv/tahun, dengan demikian para pekerja radiasi dapat bekerja secara aman dan terkendali serta aspek keselamatan dapat terpenuhi.Kata kunci : Pengendalian radiasi, batu topaz, titik pengukuran, peluruha
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
Get PDFPENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset di Indonesia dengan daya maksimum yang dibangkitkan sebesar 30 MW. Reaktor dioperasikan untuk melayani pengguna yang akan memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Dalam mengoperasikan reaktor dilakukan sesuai dengan ketentuan keselamatan yang berlaku dari IAEA maupun BAPETEN. Pada kondisi kecelakaan reaktor yang mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif kelingkungan sudah dipersiapkan program kesiapsiagaan dan tanggap darurat nukir tingkat fasilitas RSG-GAS. Langkah antisipasi dari ancaman bahaya radiasi bagi personil, penduduk disekitar dan petugas penanggulangan kedaruratan nuklir RSG-GAS dilakukan dengan langkah secepat mungkin menentukan daerah safety perimeter pada saat terjadi kedaruratan. Untuk itu dilakukan penentuan daerah safety perimeter dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 pada saat terjadi lepasan zat radioaktif ke lingkungan. Menurut peraturan IAEA bahwa daerah safety perimeter adalah laju dosis di sekitar fasilitas yang mengalami kecelakaan dengan nilai terukur 100 μSv/jam. Dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 daerah safety perimeter secara cepat akan dapat diketahui sehingga petugas penanggulangan kedaruratan tidak perlu melakukan mengukur langsung. Dari hasil simulasi dengan menggunakan perangkat lunak Hotspot Versi 3.0.3 diperoleh bahwa daerah safety perimeter pada saat terjadi kecelakaan di RSG-GAS pada daya reaktor 5, 10 dan 15 MW adalah jarak radius antara 200-1000 m dari RSG-GAS.Kata kunci : Hotspot, safety perimeter, kedaruratan nuklir, reakto
EVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95
Get PDFEVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95. Untuk memaksimalkan penggunaan reaktor RSG-GAS dalam memenuhi kepentingan pihak pengguna antara lain adalah melayani iradiasi target batu topaz saat reaktor operasi. Keandalan operasi reaktor perlu dijaga dan tingkatkan tanpa mengurangi faktor keselamatannya, salah satu keandalan operasi reaktor adalah kemampuan batang kendali pengatur (reg-rod) dalam mengimbangi perubahan reaktivitas di teras reaktor akibat gangguan dari pemasukan/penarikan target iradiasi. Reaktivitas, kecepatan, panjang langkah batang kendali pengatur (reg-rod) dan reaktivitas maksimum pada satu posisi iradiasi < 0,5% ditentukan dalam LAK , untuk penanganan iradiasi target batu topaz nilai reaktivitas sebesar ±0,0741% diperlukan kehati-hatian dengan membuat gerakan pemasukan/penarikan target sambil melihat kanal pemantau daya dan display daya digital. Pada makalah ini dilakukan evaluasi kegiatan penanganan target iradiasi batu topaz pada siklus operasi 94 dan 95, dengan menganalisis data kegiatan yang tercatat dalam buku induk operasi dan formulir iradiasi target batu topaz. Hasil evaluasi pada siklus operasi 94: iradiasi target topaz total sebanyak = 360 kali dengan massa total 324 kg dan pada siklus operasi 95: sebanyak = 576 kali dengan massa total 864 kg. Dalam melakukan radiasi target topaz tidak terjadi gangguan karena telah dilakukan analisis keselamatan terlebih dahulu serta pelaksanaan yang sesuai dengan SOP sehingga tidak mempengaruhi reaktivitas di teras begitu pula keselamatan radiasi untuk personil harus di jaga.Kata kunci : evaluasi, penanganan target iradiasi batu topa