PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Not a member yet
170 research outputs found
Sort by
PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI
Get PDFPENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI. Telah dilakukan penentuan rasio O/U serbuk simulasi bahan bakar DUPIC. DUPIC (Direct Use of Spent PWR fuel In Candu reactor) adalah daur ulang cara kering (recycle) dari bahan fisil yang berasal dari reaktor PWR untuk diolah ulang menjadi bahan bakar PHWR/CANDU. Berbagai kegiatan dan penelitian telah dilakukan di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, untuk mempelajari metode DUPIC ini dari proses pembuatan, keselamatan maupun seifgardnya. Salah satu proses pembuatan bahan bakar DUPIC adalah proses oksidasi-reduksi. Pada tahap ini perlu dilakukan karakterisasi terhadap serbuk yang dihasilkan dengan tujuan untuk mengetahui kualitasnya. Karakterisasi tersebut diantaranya adalah penentuan kadar uranium, densitas, rasio O/U dan kadar pengotor. Pada kegiatan ini dilakukan penentuan rasio O/U terhadap serbuk bahan bakar DUPIC awal dan pelet sinter. Dengan dilakukan penentuan rasio O/U ini dapat diketahui kualitas dari serbuk yang dihasilkan. Metode yang digunakan adalah gravimetri yaitu didasarkan atas pengukuran perubahan berat setelah proses kalsinasi pada suhu 900 oC selama 4 jam. Dari hasil analisis diperoleh rasio O/U pada serbuk DUPIC awal masing-masing dengan burn-up 40 MWD/kg dan 60 MWD/kg sebesar 2,0319 dan 2,0381 dan hasil rasio O/U pelet sinter sebesar 1,9837 dan 1,9814. Hasil kegiatan ini menunjukkan bahwa rasio O/U serbuk simulasi bahan bakar DUPIC awal telah memenuhi batasan yang diijinkan yaitu 2,00 sampai 2,13 sedangkan untuk pelet sinter masih sedikit diluar batasan yang diijinkan.Kata kunci : DUPIC, rasio O/U, gravimetr
EVALUASI PELAKSANAAN PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI INSTALASI RADIOMETALURGI KE KH-IPSB3 TAHUN 2010
Get PDFEVALUASI PELAKSANAAN PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI INSTALASI RADIOMETALURGI KE KH-IPSB3 TAHUN 2010. Bundel Spent Nuclear Fuel (SNF) RI-SIE2 dan RI-EO1 merupakan sisa spesimen uji pasca iradiasi di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Kegiatan pemindahan ke-dua bundel merupakan bagian dari pengelolaan IRM. Evaluasi pelaksanaan pemindahan spent fuel ini dilakukan dengan mempelajari Instruksi Kerja Pemindahan Bundel MTR-Fuel Sisa Uji Pasca Iradiasi Dari IRM ke Kanal Hubung Instalasi Penyimpan Sementara Bahan Bakar bekas (KH-IPSB3), No. PR 14 E 05 028 dan mencermati proses pelaksanaannya. Proses pelaksanaannya meliputi persiapan yang dilakukan seperti pemeriksaan dan kesiapan alat-alat yang akan digunakan, dokumen-dokumen SPPBN, serta pembersihan permukaan luar dari ke-dua bundel SNF. Setelah bundel SNF berada di hotcell penerima, kemudian dipindahkan/diturunkan ke kanal hubung KH-IPSB3 dengan menggunakan basket dan incell crane. Proses pemindahan/penurunan ke KH-IPSB3 dapat dilakukan sampai penurunan hook incell crane maksimum tanpa memperhatikan tanda kuning pada sling-nya. Hasil evaluasi yaitu; Handy Talky (HT) dapat digunakan sebagai alat komunikasi, pintu darurat dapat dibuka untuk memudahkan komunikasi/koordinasi, power manipulator dapat digunakan untuk pemindahan SNF dari hotcell uji no.1 ke hotcell penerima dengan menggunakan alat bantu sederhana, pemindahan/penurunan ke KH-IPSB3 dapat dilakukan sampai penurunan hook dari incell crane maksimum tanpa harus memperhatikan tanda kuning pada sling-nya. Hasil evaluasi tersebut dapat digunakan sebagai bahan revisi Instruksi Kerja Pemindahan Bundel MTR-Fuel Sisa Uji Pasca Iradiasi Dari IRM ke KH-IPSB3 No. PR 14 E 05 028. Kata kunci : IRM, KH-IPSB3, pemindahan, bundel RI-E01 dan RI-SIE
PENGUKURAN TINGKAT KONTAMINASI PERMUKAAN MESIN BUSUR LISTRIK PASCA PELEBURAN LOGAM U-Zr
Get PDFPENGUKURAN TINGKAT KONTAMINASI PERMUKAAN MESIN BUSUR LISTRIK PASCA PELEBURAN LOGAM U-Zr. Telah dilakukan pengukuran tingkat kontaminasi permukaan mesin busur listrik. Pengukuran tingkat kontaminasi permukaan bertujuan untuk mengetahui radioaktivitas α secara langsung di permukaan mesin busur listrik pasca peleburan logam U-Zr. Metode pengukuran radioaktivitas α di permukaan mesin busur listrik dilakukan sebanyak 3 kali menggunakan surveimeter Microcont Herfurth Type H 13420 model 0161 pada posisi Crucible, Tungsten, Chamber glass dan Iron Chamber. Bahan lainnya yang digunakan pada kegiatan ini adalah sarung tangan, masker, jaslab, shoe-cover dan kertas merang. Hasil pengukuran radioaktivitas α di permukaan mesin busur listrik menunjukkan tingkat kontaminasi yang variasi. Pengukuran radioaktivitas α tertinggi pada posisi Tungsten sebesar = (1.18 ± 0,03 Bq/cm2). Radioaktivitas α di permukaan masing-masing komponen mesin busur listrik masih berada di atas batas yang diizinkan untuk radiasi rendah (radioaktivitas α < 0,37 Bq/cm2). Kesimpulan yang dapat diambil bahwa perlu dilakukan tindakan dekontaminasi pada mesin busur listrik, sehingga akan memberikan rasa aman bagi pekerja radiasi. Kata kunci : mesin busur listrik, radioaktivitas, permukaan
PABRIKASI FOIL URANIUM DENGAN TEKNIK PEROLAN
Get PDFPABRIKASI FOIL URANIUM DENGAN TEKNIK PEROLAN. Telah dilakukan pabrikasi foil uranium untuk keperluan pembuatan foil target dengan kapasitas 1,5 gram berdimensi ± 44 x 76 x 0,125 mm. Bahan baku foil uranium yang tersedia adalah logam uranium dengan berat ± 100 gram berbentuk pelat ± (50 x 50 x 3) mm. Sebelumnya, logam uranium tersebut dirakit terlebih dahulu dalam sebuah pelat bingki (Carbon steel) 100 x 100 x 3 mm, dengan lubang frame (50,1 x 50,1 x 3) mm. kemudian ditutup dengan 2 buah Cover (Carbon steel) 100x100 x3 mm, dilas dengan kuat dan rapat di ke empat sisinya, menjadi sebuah komposit selanjutnya dianil/dipanaskan dalam sebuah tungku pemanas selama 24 jam pada suhu 625°C. Selanjutnya, komposit dalam kondisi panas dirol sampai diperoleh ketebalan tertentu ( tebal foil yang di inginkan pada proses rol-panas 0,5 – 0,75 mm.) dan tidak retak/pecah. Kemudian uranium yang telah tipis dari hasil rol-panas dilanjutkan dengan proses perolan-dingin sampai menjadi lembar foil uranium dengan tebal ± 0,125 mm. diperoleh lembaran foil uranium ukuran ±1.000x55x0,125mm yang memenuhi persyaratan spesifikasi dimensi, berat dan tidak cacat (retak,sobek,porosity). Kata kunci : logam uranium, rol-panas/rol-dingin, foil uranium
PEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH
Get PDFPEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH. Telah dilakukan pembuatan foil target uranium dengan pengkayaan uranium rendah < 20 % U – 235. Dalam pembuatan satu target diperlukan beberapa komponen yaitu kelongsong pipa Al 3001 dan foil uranium, kelongsong pipa Al terdiri dari kelongsong pipa dalam dan luar yang berfungsi untuk mengungkung foil uranium dengan ketebalan rerata 0,126 mm. Foil uranium dibungkus foil nikel kemudian dimasukkan diantara kelongsong pipa luar dan dalam menjadi foil target. Tujuan pembuatan foil target untuk memperoleh rakitan foil target yang memenuhi spesifikasi yaitu ukuran dimensi dan tidak bocor sehingga siap untuk diiradiasi. Foil target yang dihasilkan dilakukan pengujian dimensi dan kebocoran. Hasil uji dimensi diperoleh ukuran panjang 162,1 mm diameter luar 30,1 mm dan diameter dalam 26,2 mm. Hasil uji kebocoran rakitan foil target dengan cara buble test menunjukkan tidak ada kebocoran. Hasil uji kebocoran foil target dengan cara He leak test adalah 0,2x10-8cm3/S, hasil ini memenuhi spesifikasi karena spesifikasi untuk He leak test harus lebih kecil dari 5x10-7cm3/S.(2). Kata kunci : foil uranium, kelongsong, target
SARANA DAN PRASARANA KEARSIPAN DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN
Get PDFSARANA DAN PRASARANA KEARSIPAN DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN. Pengelolaan arsip yang profesional memerlukan sarana dan prasarana seperti ruangan khusus arsip dan lemari arsip. Tujuan dari pengelolaan arsip ini adalah untuk menjaga agar kearsipan dapat tercatat dengan baik, sehingga data dan informasinya terjaga dengan baik. Metoda yang dilakukan dengan membandingkan masalah sarana dan prasarana kearsipan di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) dengan teori yang ada, serta memberi gambaran yang benar bagaimana cara menyimpan arsip yang benar. Hasil yang didapat ternyata di PTBN sarana dan prasarana kearsipan tersebut belum memadai, sehingga penyimpanan arsip di PTBN tercecer di berbagai tempat hal ini menyebabkan ketelusuran dokumen memerlukan waktu temu yang panjang. Hasil akhir yang ditemukan pengelolaan arsip di PTBN belum dilakukan secara efektif dan efisien. Kata kunci : arsip, lemari arsip, sarana dan prasarana kearsipan, ruangan khusus arsip
RANCANG BANGUN AUTOCLAVE MINI UNTUK UJI KOROSI
Get PDFRANCANG BANGUN AUTOCLAVE MINI UNTUK UJI KOROSI. Telah dilakukan rancang bangun autoclave mini untuk mendukung kegiatan penelitian dan pengembangan bahan komponen struktur bahan bakar nuklir terhadap korosi. Tujuan kegiatan ini adalah perancangan dan pembuatan autoclave mini yang akan digunakan untuk menguji material hasil pembuatan paduan Al terhadap korosi. Tahapan dan metodologi kegiatan yang dilakukan meliputi perancangan dan pembuatan tabung sampel, pembuatan panel kontrol, serta uji fungsi alat. Autoclave mini terdiri dari tangki terbuat dari tabung SS-316 yang memiliki ketahanan terhadap korosi dengan diameter 3 inchi schedule 40ST, pelat untuk sampel ditempatkan didalam tabung, flens penutup atas yang dilengkapi O-ring viton dan heater berbentuk sabuk yang diikatkan pada tabung ukuran Æ 90 mm tebal 15 cm dengan daya 1300 watt. Dari hasil uji fungsi menunjukkan alat dapat dioperasikan dengan perbedaan temperatur setting dan aktual sebesar ± 2 0C sehingga autoclave mini dapat digunakan untuk uji korosi. Kata kunci : Autoclave mini, rancang bangun, uji koros
DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING
Get PDFDEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING. Telah dilakukan dekontaminasi mikroskop optik hotcell 107 Instalasi Radiometalurgi (IRM) dengan cara kering. Tujuan dekontaminasi adalah untuk menurunkan tingkat kontaminasi di permukaan mikroskop optik menjadi serendah mungkin atau mencapai batas keselamatan yang diizinkan (radioaktivitas α < 3,7 Bq/cm2 dan β < 37 Bq/cm2). Metoda dekontaminasi dilakukan dengan cara mengusap permukaan casing dan bagian dudukan sampel agar tidak merusak mikroskop optik, kemudian membandingkannya dengan batasan tersebut. Setelah mikroskop optik dikeluarkan dari hotcell 107, terukur paparan radiasi g dengan jarak ± 1 cm sebesar (13,68 ± 0,18) μSv/jam, serta tingkat kontaminasi α sebesar 3,25 ± 0,16 Bq/cm2 dan kontaminasi β sebesar 72,06 ± 6,17 Bq/cm2. Khususnya tingkat radioaktivitas β yang terukur melampaui batas yang dizinkan untuk komntaminasi rendah di permukaan alat, sehingga perlu dilakukan dekontaminasi. Hasil dekontaminasi tahap I terukur radioaktivitas β sebesar 47,21 ± 2,06 Bq/cm2 atau koefisien penghapusan kontaminasi sebesar 0,65 ± 0,03 sehingga perlu dilakukan dekontaminasi ulang. Hasil dekontaminasi tahap II, terukur radioaktivitas β sebesar (7,65 ± 0,37) Bq/cm2. Berdasarkan hasil pengukuran radioaktivitas β dapat disimpulkan bahwa dekontaminasi cara kering dalam dua tahap pada permukaan mikroskop optik, tidak mampu menurunkan tingkat kontaminasi β menjadi < 3,7 Bq/cm2 (kontaminasi rendah di permukaan peralatan), tetapi dekontaminasi kering mempunyai keuntungan tidak merusak (berkarat, merusak sIstem elektronik dan lain-lain) terhadap Mikroskop Optik. Namun demikian pekerjaan perbaikan dapat dilakukan dengan hati-hati dan menggunakan perlengkapan keselamatan untuk menghindari bahaya radiasi interna. Kata kunci : dekontaminasi, hotcell 107, mikroskop optik
PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Get PDFPENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA. Telah dilakukan analisis unsur radioaktif di udara buang pada cerobong IRM dengan menggunakan Spektrometer Gamma. Waktu pengambilan sampling dilakukan dengan variasi waktu dari 15 menit, 30 menit,45 menit dan 60 menit, dengan tujuan untuk menentukan pengaruh waktu sampling terhadap hasil pemantauan lepasan udara di cerobong IRM yang mengandung zat radioaktif. Pemantauan dilakukan dengan menganalisis unsur radioaktivitas udara menggunakan alat spektrometer gamma. Hasil analisis menunjukkan bahwa lamanya waktu sampling udara tidak mempengaruhi hasil analisis zat radioaktif yang terlepas ke lingkungan walaupun waktu pengambilan sampling di perpanjang hingga 60 menit, karena hasil cacah sampling yang diperoleh dibandingkan dengan hasil cacah latar tidak begitu jauh berbeda. Hal ini dibuktikan juga dengan uji beda (uji-F) yang menujukkan bahwa tidak ada perbedaan dari hasil analisis tersebut karena nilai uji beda hasil analisis sampling untuk isotop Cs-137 adalah 0.2244 dan 7.277 untuk isotop U-235, sedangkan nilai uji beda pada tabel lebih tinggi yaitu 9.28 pada tingkat kepercayaan 95%. Kata kunci : radioaktivitas, spektrometri gamma, udara buang
ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Get PDFABSTRAK ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA. Telah dilakukan analisis unsur radioaktif pada cerobong IRM menggunakan Spektrometer Gamma dengan tujuan agar lepasan udara yang mengandung zat radioaktif yang dapat membahayakan manusia dan lingkungan dapat dipantau. Pemantauan lepasan radioaktif ke udara dilakukan dengan menganalisis unsur radioaktivitas udara buang cerobong IRM menggunakan alat spektrometer gamma. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada sampling cuplikan udara ini tidak ada zat radioaktif yang terlepas ke lingkungan, karena hasil cacah sampling yang diperoleh dibandingkan dengan hasil cacahan latar tidak begitu jauh berbeda, sehingga dapat diabaikan. Analisis radioaktivitas dari pengukuran cuplikan udara buang pada cerobong IRM menggunakan spektrometer gamma ini dapat diterima dengan nilai akurasi pengukuran isotop Cs-137 sebesar 99.393%. Kata kunci : radioaktivitas, spektrometri gamma, udara buang