GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
Not a member yet
236 research outputs found
Sort by
SINTESIS PADUAN BARU BAJA OXIDE DISPERSION STRENGTHENED (ODS) FERITIK Fe-Cr-Al-W-Ti-Zr DENGAN DISPERSOID Y2O3 SEBAGAI KANDIDAT MATERIAL CLADDING ELEMEN BAKAR REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE MEKANOSINTESIS
Full text linkBahan struktur merupakan salah satu kunci penting dalam penelitian reaktor nuklir generasi keempat. Sejak peristiwa kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir Fukushima–Daiichi, telah terjadi peningkatan pengembangan Accident Tolerant Fuel (ATF) Cladding atau kelongsong bahan bakar toleran kecelakaan untuk menghindari kecelakaan reaktor air ringan. Maka dari itu Inovasi perekayasaan ATF merupakan salah satu kegiatan dalam litbang material maju yang sedang banyak dikembangkan. Kandidat material yang paling menjanjikan untuk ATF cladding adalah Baja yang diperkuat dengan dispersi oksida (ODS). Dalam penelitian ini baja ODS feritik Fe-Cr-Al-W-Ti-Zr-Y2O3 disintesis dengan metode mekanosintesis menggunakan alat planetary ball mill (PBM) dengan variasi komposisi Zr sebesar 0%, 0.5%, 1%, dan 1.5%. Mekanosintesis dilakukan selama 8 jam dengan menggunakan bola stainless steel. Perbandingan berat antara sampel dengan bola adalah 1:10. Kemudian dilakukan karakterisasi menggunakan mikroskop optik, XRD, dan SEM-EDS. Hasil observasi menunjukkan homogenitas yang baik pada bahan hasil sintesis
Analisis Tingkat Absorbsi Berkas Sinar-X Pada Sintesis Komposit Kaktus (Opuntia Spp.) dan Timbal (II) Asetat (Pb(CH3COO)2) Sebagai Material Apron
Full text linkApron proteksi radiasi efektif dalam mengurangi paparan laju dosis radiasi sinar-X, namun sebagai baju pelindung radiasi masih memiliki kelemahan, diantaranya relatif berat (5 - 7 kg) sehingga akan berdampak buruk pada sistem musculoskeletal tubuh terutama pada posisi tulang belakang. Tujuan penelitian untuk memperoleh sintesis komposit material apron proteksi radiasi yang dapat menyerap radiasi sinar-X secara optimal dan nyaman digunakan. Penelitian ini menggunakan bahan serat kaktus Opuntia ficus-indica ukuran 80 mesh, disintesis dengan timbal (II) asetat sebagai bahan pengisi dengan variasi 20, 33, 50, 67, dan 80% sehingga diperoleh tebal komposit berkisar 0,36 - 0,74 cm. Pengujian menggunakan rontgen radiografi umum dan alat ukur radiasi Unfors RaySafe XI dengan energi 80 kVp, arus 50 mA, serta jarak antara tabung sinar-X dengan detektor sejauh 100 cm. Hasil penelitian menunjukkan bahwa makin banyak komposisi serat kaktus pada sampel, makin kecil nilai koefisien atenuasi yang diperoleh. Koefisien atenuasi maksimum adalah 3,85 cm-1 diperoleh pada variasi timbal (II) asetat 80% dengan tebal 0,41 cm dan berat RAR 84%. Pada variasi 80% tersebut diperoleh densitas paling optimal, koefisien atenuasi, dan RAR paling tinggi, serta HVL paling rendah.ANALISIS TINGKAT ABSORBSI BERKAS SINAR-X PADA SINTESIS KOMPOSIT KAKTUS (OPUNTIA SPP.) DAN TIMBAL (II) ASETAT (PB(CH3COO)2) SEBAGAI MATERIAL APRON. Apron proteksi radiasi efektif dalam mengurangi paparan laju dosis radiasi sinar-X, namun sebagai baju pelindung radiasi masih memiliki kelemahan, diantaranya relatif berat (5 - 7 kg) sehingga akan berdampak buruk pada sistem musculoskeletal tubuh terutama pada posisi tulang belakang. Tujuan penelitian untuk memperoleh sintesis komposit material apron proteksi radiasi yang dapat menyerap radiasi sinar-X secara optimal dan nyaman digunakan. Penelitian ini menggunakan bahan serat kaktus Opuntia Ficus Indica ukuran 80 mesh, disintesis dengan timbal (II) asetat sebagai bahan pengisi dengan variasi 20, 33, 50, 67, dan 80% sehingga diperoleh tebal komposit berkisar 0,36 - 0,74 cm. Pengujian menggunakan rontgen radiografi umum dan alat ukur radiasi Unfors RaySafe XI dengan energi 80 kVp, arus 50 mA, serta jarak antara tabung sinar-X dengan detektor sejauh 100 cm. Hasil penelitian menunjukkan bahwa makin banyak komposisi serat kaktus pada sampel, makin kecil nilai koefisien atenuasi yang diperoleh. Koefisien atenuasi maksimum adalah 3,85 cm-1 diperoleh pada variasi timbal (II) asetat 80% dengan tebal 0,41 cm dan berat RAR 84%. Pada variasi 80% tersebut diperoleh densitas paling optimal, koefisien atenuasi, dan RAR paling tinggi, serta HVL paling renda
STUDI OKSIDASI PADUAN BAJA Fe-Ce-ZrO2 DENGAN METODE SINTESIS HIGH ENERGY MILLING DAN ULTRASONIC MENGGUNAKAN THEROGRAVIMETRI
Full text linkSTUDI OKSIDASI PADUAN BAJA Fe-Ce-ZrO2 DENGAN METODE SINTESIS HIGH ENERGY MILLING DAN ULTRASONIC MENGGUNAKAN THEROGRAVIMETRI. Telah dilakukan uji thermogravimetri untuk mempelajari perilaku oksida paduan baja komponen suhu tinggi Fe-Cr-ZrO2 sebagai aplikasinya pada komponen temperatur suhu tinggi. Penelitian ini mempelajari mengenai efek presetase chromium pada paduan yakni 20Cr dan 25Cr serta perbandingan metode sintesisnya yang menggunakan metode High Energy Milling (HEM) dan metode sonochemistry ultrasonic selama masing-masing 20 jam. Uji oksidasi dilakukan dengan Magnetic Suspension Balance (MSB) pada suhu 700oC selama 400 menit. Pengujian SEM-EDS dilakukan untuk menganalisa ketebalan lapisan oksida yang terbentuk beserta kandungan lapisan oksidanya. Didapatkan bahwa paduan dengan 25Cr memiliki lapisan oksida yang lebih rendah dibandingkan dengan 20Cr. Perbedaan metode sintesis juga memiliki pengaruh terhadap lapisan oksida yang terbentuk. Didapatkan bahwa lapisan oksida paduan dengan metode sintesis menggunakan metode ultrasonik memiliki pertambahan berat yang lebih besar dibandingkan sintesis menggunakan metode HEM. Selain itu, kandungan O dan C yang terbentuk lebih banyak dibanding paduan dengan sintesis HEM
A NOVEL DESIGN OF 17.5 KV HV FEEDTHROUGH FOR ARJUNA 2.0
Full text linkA NOVEL DESIGN OF 17.5 KV HV FEEDTHROUGH FOR ARJUNA 2.0. A novel design of the 17.5 kV feedthrough for Arjuna 2.0 Cockcroft Walton generator has been proposed. It is used for connecting the output of RF transformer oscillator (in the outside of horizontal vessel) with the input of voltage multiplier (inside of horizontal vessel) of the Cockcroft Walton generator. It was equipped by covers on left and right side. The designed feedthrough was simple, compact, easy to manufacture, high performance to prevent flashover and also it was applied to Arjuna 2.0 Cockcroft Walton. It was made from teflon (PTFE) and solid copper, which have high dielectric strength, capable of withstanding press loads, and easy to manufacture. The shortest distance between grounding with conductor radially was 43.25 mm, and 253.5 mm for feedthrough surface. The design was verified by Finite Element Method software and continued with performance testing. According to simulation, the stress of voltage is high about 16 kV to 17.5 kV on feedthrough conductor and 0 to 3 kV on feedthrough flange. The electric field of the covered feedthrough is lower than the coverless feedthrough. The highest and lowest electric fields are 1.26 x 106 V/m and 1 x 105 to 2 x 105 V/m respectively. Furthermore, feedthrough has been tested up to 120 kV and no discharge occurred. It means this design can be operated for 17.5 kV and it was successful installed on Arjuna 2.0 Cockcroft Walton generator
COMPARISON OF MEASURED AND CALCULATED CONTROL ROD REACTIVITY OF THE RSG-GAS CORE
Full text linkCOMPARISON OF MEASURED AND CALCULATED CONTROL ROD REACTIVITY OF THE RSG-GAS CORE. The reactivity worth and a calibration curve of control rods are important physical parameters on account of the nuclear safety of the RSG-GAS reactor core. Reactivity characteristics of control rods must be determined not only, but also in the first criticality and also after any substantial changes in the reactor core. The required time to measure the reactivity worth by various methods depends mostly on the quality of the reactivity measurement devices. The rod-insertion method has some specific advantages which make such compensation unnecessary while yielding both integral and differential reactivity worth curves, as well as total reactivity worth. In this study, the total control rod worth of RSG-GAS is calibrated experimentally using a rod-insertion method to verify calculation results for the new core configuration. Calculations were done by diffusion and Monte Carlo methods using Batan-3DIFF and MCNP5 codes. Total control rod reactivity worth of the control rod is obtained 17.54 , and 17.87 $ by experiment, Batan-3DIFF, and MCNP5 calculations, respectively. The relative difference between the experimental and calculated values of control rod reactivity worth is about 3.0 %, which indicates a good agreement between the applied experimental method and calculation
EFFECT OF COLLIMATOR ELEMENTS ON THE BEAM SPECTRUM AND KERMA IN GAMMA IRRADIATOR
Full text linkIn the development of low-medium energy photon calibration facilities we have simulated several types of gamma irradiator collimator materials with ISO 4037-1 design connected to the output beam spectrum and the resulting kerma. Four types of collimator material, namely Al, Fe, Pb, and WCu have been simulated with gamma radiation sources 241Am, 57Co, 137Cs, and 60Co. Simulations were carried out using the Monte Carlo method with the PHITS computer program. Based on the comparison of air kerma produced, collimators made from Al are suitable for gamma sources 241Am, Fe material for gamma sources 57Co, and Pb material for sources 137Cs and 60Co
ANALISIS AKURASI PAKET PROGRAM WIMSD-5B/CITATION DALAM PERHITUNGAN KRITIKALITAS REAKTOR MSRE ACCURATION ANALYSIS OF THE WIMSD-5B/CITATION CODES ON THE CRITICALITY CALCULATION OF THE MSRE REACTOR
Full text linkANALISIS AKURASI PAKET PROGRAM WIMSD-5B/CITATION DALAM PERHITUNGAN KRITIKALITAS REAKTOR MSRE. Paket program WIMSD-5B/CITATION telah digunakan sebagai perangkat analitik kekritisan berbagai jenis reaktor dan memberikan hasil yang memuaskan. Meskipun demikian, paket program ini belum pernah dilakukan untuk menganalisis reaktor MSR (Molten Salt Reactor). Penelitian ini menyajikan analisis akurasi WIMSD-5B/CITATION untuk kritikalitas reaktor MSRE (Molten Salt Reactor Experiment), yaitu reaktor MSR yang pernah dioperasikan sebagai fasilitas eksperimen. Tujuan penelitian mengetahui akurasi WIMSD-5B/CITATION untuk kritikalitas bahan bakar Tipe C di reaktor MSRE. Kritikalitas teras reaktor MSRE dihitung dengan 6 kelompok energi neutron dengan model geometri R-Z. Hasil perhitungan menunjukkan model sel yang menempatkan celah di tengah grafit (Model 1) lebih baik dibanding dengan sel yang menempatkan celah bahan bakar diluar (Model 2). Namun demikian perbedaan relatif dengan eksperimen masih tinggi karena ada perbedaan relatif 7,23%. Akurasi perhitungan kritikalitas didominasi oleh faktor model geometri sel dan teras. Kemudian data jumlah void dan komposisi pengotor Li-6 juga memiliki pengaruh yang signifikan. Hasil penelitian juga menunjukkan bahwa fluks neutron dan faktor puncak daya radial di teras MSRE sangat sensitif dengan model sel bahan bakar
PRELIMINARY STUDY ON MINOR ACTINIDE INCINERATION IN RSG-GAS WITHOUT ISOTOPE SEPARATION
Full text linkMinor actinides (MA) resulted from nuclear power plants is often considered as nuisance in spent fuel management due to its considerably long half-life. One of available strategies to deal with MA is to incinerate it, in order to reduce its radioactivity. This paper presents a study on MA incineration in RSG-GAS research reactor. Unlike previous study, this work did not separate the MA into individual isotopes, but incinerated as a whole. ORIGEN2.1 code is employed to calculate MA incineration within RSG-GAS core. MA composition used in this study consists of Np, Am, and Cm isotopes. The Central Irradiation Position (CIP) of RSG-GAS is loaded by 6 kg of MA and irradiated for two years. The result shows that about 1 kg of MA were incinerated after two years of irradiation, or 18,87% of the initial concentration. However, the increase of Cm-242 isotope, along with newly-formed Pu isotopes, were found to be significantly increasing short-term radioactivity compared to un-irradiated MA. Thus, two years-worth of MA incineration cannot be considered as effective, and other strategies must be pursued
PERANCANGAN DAN IDENTIFIKASI KENDALI PID PADA ALIRAN HIDROGEN SUMBER ION SIKLOTRON DECY 13
Full text linkPERANCANGAN DAN IDENTIFIKASI KENDALI PID PADA ALIRAN HIDROGEN SUMBER ION SIKLOTRON DECY 13. Penerapan sistem kendali PID pada aliran gas hidrogen sumber ion merupakan salah satu usaha yang dilakukan untuk mengurangi error yang terjadi saat melakukan operasi siklotron DECY 13. Error yang sering terjadi selama pengoperasian siklotron salah satunya menyebabkan adanya discharge pada bagian tengah (central region). Salah satu parameter yang mempengaruhi discharge adalah aliran dari gas yang tidak stabil sehingga tingkat kevakuman pada chamber akan berkurang. Pemodelan sistem aliran gas dilakukan dengan percobaan secara langsung dengan memberikan input step berupa aliran ke vakum chamber, sehingga diperoleh respon sistem yang diolah denggan software Matlab dan diperoleh model fungsi transfer orde 3 dengan kecocokan 88,72%. Nilai Kp Ki dan Kd diperoleh dengan menggunakan metode Ziegler Nichols dan dibandingkan dengan IAE dan ITAE untuk memperoleh parameter kendali. Metode ZN menghasilkan overshoot 0,6%, rise time 0,2 s dan settling time 0,5 s. Dengan hasil tersebut dipastikan aliran gas hidrogen tidak akan menganggu kevakuman dan kestabilan operasi siklotron DECY 13
KAJIAN OPTIMALISASI PENGURANGAN TITIK SAMPLING RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR KAWASAN NUKLIR YOGYAKARTA
Full text linkKAJIAN PENGURANGAN TITIK SAMPLING RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR KAWASAN NUKLIR YOGYAKARTA. Telah dilakukan kajian pengurangan titik sampling radioaktivitas lingkungan di sekitar Kawasan Nuklir Yogyakarta (KNY). Berdasarkan pertimbangan pemantauan lingkungan di sekitar reaktor Kartini sampai dengan radius 5 km adalah berlebihan maka kajian pengurangan titik sampling perlu dilakukan. Tujuan dari kajian ini adalah untuk menentukan kemungkinan pengurangan titik lokasi sampling parameter pengawasan lingkungan antara lain: air, tanah dan tanaman di lingkungan sekitar KNY. Kajian pengurangan titik sampling didasarkan pada arah angin dominan dan evaluasi data pengukuran. Data dari Stasiun Meteorologi Adi Sucipto, Yogyakarta digunakan dalam penentuan arah angin dominan dan diolah menggunakan software WRPlot. Evaluasi data dilakukan dengan menguji perbedaan antara rerata hasil pemantauan pada semua lokasi sampling dan rerata hasil pemantauan pada beberapa lokasi sampling. Evaluasi data dilakukan secara statistik menggunakan software PSPP versi 3. Hasil uji beda t antara data radioaktivitas air, tanah dan tanaman pada radius 100 - 1500 m dan data radioaktivitas air, tanah dan tanaman pada seluruh lokasi sampling, masing-masing diperoleh Sig=0,423; Sig=0,764; Sig=0,738; hal ini berarti rerata data tidak berbeda nyata. Selain uji beda t pada parameter tersebut juga dilakukan uji beda t pada data laju dosis radiasi lingkungan, diperoleh hasil Sig=0,81 yang berarti rerata data tidak berbeda nyata. Berdasarkan hasil kajian ini, dapat direkomendasikan bahwa lokasi sampling radioaktivitas lingkungan dilakukan cukup pada radius 100 - 1500 m dari pusat reaktor