GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
Not a member yet
236 research outputs found
Sort by
CYLINDRICAL SHELL ANALYSIS OF REACTOR PRESSURE VESSEL FOR RDE
Full text linkCYLINDRICAL SHELL ANALYSIS OF REACTOR PRESSURE VESSEL FOR RDE. The present study deals with the design process analysis of cylindrical shell for Reactor Pressure Vessel (RPV) of Reaktor Daya Eksperimental (RDE). The RDE is prepared by BATAN for nuclear technology provider in Indonesia. RPV is a container for confining helium gas at elevated pressure and temperature (circa 700 °C). In RPV operation, mechanical stresses act as in consequence of internal pressure (3 MPa), external pressure, and different loads due to dead weight and helium content load. Therefore, if the RPV could not retain its material strength or exceed the maximum allowable shear stress it will cause failure. The applications and validity of Fortran code (RPV_RDE.exe) for the design analysis are represented by two simulation cases, which indicate good calculation results of design outputs compared to analytic solutions. Design outputs have met the safe requirements for the minimum wall thickness of cylindrical shell in upper portion of 60 mm and in lower portion of 100 mm, respectively
PLANAR SCINTIGRAPHY IMAGE DE-NOISING USING COIFLET WAVELET
Full text linkThe planar scintigraphic image usually has poor resolution and contains noise. This noise can be removed using the coiflet wavelet method so that the image quality gets better. This coiflet wavelet method is a noise reduction method based on frequency analysis. The planar scintigraphy image is the reconstructed image of the gamma radiation count data (phantom with the Cs-137 source in it). The original image is 15×15 pixel. Before the de-noising process, the image went through an interpolation process, which is to increase the pixel size of the image. The original image enlarged to 70×70, 480×480, and 1200×1200 pixel. After de-noising with coiflet wavelet, the image quality is measured based on MSE and PSNR parameters. The resulting images are quite good, with MSE values are close to zero and PSNR values of more than 60 dB. The smaller the MSE and the bigger the PSNR, is getting the better the image quality. In this study, the results show that the 1200×1200 pixel image has the best quality. It means that the image enlargement process has a good effect on the de-noising process, especially if the original image has a low resolution
STUDI PENGARUH PERBEDAAN KETEBALAN FREEZE-VALVE DI MSR (MOLTEN SALT REACTOR) DALAM PENGENDALIAN KECELAKAAN
Full text linkSTUDI PENGARUH PERBEDAAN KETEBALAN FREEZE-VALVE DI MSR (MOLTEN SALT REACTOR) DALAM PENGENDALIAN KECELAKAAN. MSR merupakan sebuah tipe reaktor yang menggunakan bahan bakar cair, yakni garam cair yang sekaligus berfungsi sebagai pendinginnya. Meskipun MSR diakui unggul dari segi keamanan dan menjadi salah satu kandidat reaktor Generasi IV, namun dibutuhkan penelitian lebih lanjut untuk mencegah kecelakaan reaktor akibat peningkatan suhu bahan bakar cair. Sebuah freeze-valve merupakan salah satu sistem keamanan yang sangat berfungsi di MSR. Sebuah freeze-valve didesain untuk meleleh saat suhu bahan bakar mendekati titik leleh dinding reaktor dan membuka jalan bahan bakar menuju subcritical-tank. Sebuah eksperimen sederhana telah berhasil dilakukan pada penelitian ini untuk mempelajari mekanisme kerja freeze-valve tersebut. Penelitian ini dilakukan untuk menganalisa pengaruh perbedaan ketebalan pada freeze-valve (parafin) yang dialiri fluida panas bersuhu 800C. Variasi ketebalan yang digunakan adalah 10, 13, dan 20 mm dengan diameter yang sama, yaitu 23 mm. Berdasarkan variasi ketebalan tersebut ditemukan bahwa jika keadaan kecelakaan didesain pada saat suhu fluida di dalam tabung mencapai 800C, maka dibutuhkan sebuah freeze-valve dengan tebal 7 mm agar dapat terbuka dalam waktu 10 menit dan fluida dapat mengalir menuju subcritical tank
PENGARUH IRADIASI TERHADAP KUALITAS FUNGSIONAL ANEKA SAYUR KERING SKALA SEMI-PILOT
No full textPENGARUH IRADIASI TERHADAP KUALITAS FUNGSIONAL ANEKA SAYUR KERING SKALA SEMI-PILOT. Teknologi iradiasi merupakan salah satu teknologi pilihan unggul dalam penanganan pascapanen aneka sayur. Tujuan penelitian ini untuk mengetahui pengaruh iradiasi dosis sedang terhadap kualitas nilai fungsional bahan pangan berbasis aneka-sayur kering pada skala semi-pilot. Selain itu juga dilakukan pengujian tingkat kesukaan (hedonik) dan kandungan logam berat terhadap aneka sayur iradiasi. Hasilnya pengujian menunjukkan bahwa iradiasi dapat mempertahankan aktivitas antioksidan aneka sayur, kecuali terhadap jamur kuping yang mengalami penurunan yang cukup signifikan. Begitu juga dengan kandungan mikronutrisi mineral, hasil pengujian menunjukkan bahwa iradiasi dosis sedang dapat mempertahankan kualitas mikronutrisi mineral aneka sayur, bahkan cenderung meningkat. Kandungan logam berat pada aneka sayur umumnya tidak terdeteksi. Dari pengujian kesukaan (hedonik), aneka sayur yang diiradiasi tetap disukai konsumen.
KARAKTERISTIK FISIKOKIMIA SENYAWA KUERSETIN BERTANDA RADIOAKTIF IODIUM-131
Full text linkKARAKTERISTIK FISIKOKIMIA SENYAWA KUERSETIN BERTANDA RADIOAKTIF IODIUM-131. Penggunaan bahan-bahan herbal (obat tradisional) untuk pengobatan penyakit-penyakit kronis semakin banyak dikonsumsi. Fenomena ini mendorong perkembangan penelitian dan penemuan obat baru berbasis bahan alam melalui proses isolasi maupun sintesis. Salah satu tahapan pengembangan obat dalam penentuan efikasi adalah pemanfaatan teknologi nuklir pada tahap uji preklinis baik secara in-vitro maupun in-vivo. Pada tahap awal penelitian, telah dilakukan pemilihan bahan aktif berkhasiat antikanker dan penelaahan kemungkinan senyawa tersebut untuk ditandai menggunakan radioisotop pemancar beta (β-). Penelaahan meliputi struktur kimia bahan aktif tersebut (kemungkinan ikatan yang mungkin terjadi antara senyawa aktif dengan radioisotop pemancar beta), serta teknik penandaan yang akan dilakukan. Metode penandaan Kuersetin dengan radioisotop iodium-131 menggunakan oksidator Kloramin-T mengacu pada penelitian yang telah dilakukan oleh Barolli, dkk dengan sedikit modifikasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menentukan sifat fisikokimia senyawa bertanda 131I-kuersetin meliputi kemurnian radiokimia, muatan listrik senyawa 131I-Kuersetin, lipofilisitas (log P), ikatan dengan protein plasma dan stabilitas sediaan. Hasil yang didapat adalah senyawa 131I-Kuersetin dengan kemurnian radiokimia sebesar 98,41 ± 1,05 %, memiliki muatan listrik negatif dan nilai koefisien partisi (log P) sebesar -2,22 di dalam Larutan NaCl dan -2,71 di dalam larutan dapar fosfat. Persentase ikatan dengan protein plasma sebesar 34,64±4,37 % pada larutan NaCl dan 32,94±1,46 % pada larutan dapar fosfat. Hasil pengujian variasi volume sediaan 131I-kuersetin, volume diatas 1 mL akan menurunkan kemurnian radiokimianya menjadi < 90 %. Sedangkan dari pengujian stabilitas sediaan 131I-kuersetin tetap stabil hingga jam ke-72, pada suhu kamar dengan hasil kemurnian radiokimia yang tinggi ≥ 95%
APLIKASI TEKNOLOGI MESIN BERKAS ELEKTRON PADA PROSES PEWARNAAN BATIK KATUN DENGAN PEWARNA ALAMI MENGGUNAKAN METODE CURING
Full text linkAPLIKASI TEKNOLOGI MESIN BERKAS ELEKTRON PADA PROSES PEWARNAAN BATIK KATUN DENGAN PEWARNA ALAMI MENGGUNAKAN METODE CURING. Batik merupakan salah satu kekayaan budaya Indonesia yang sudah ada sejak dulu. Dalam proses pewarnaan batik dikenal zat warna sintetis (ZWS) dan zat warna alamI (ZWA). Keunggulan dari proses pewarnaan menggunakan ZWA dibanding dengan ZWS adalah sifatnya yang ramah lingkungan. Namun, pada proses pewarnaan batik menggunakan pewarna ZWA masih menimbulkan permasalahan lingkungan karena penggunaan zat kimia yang mengandung garam logam berat dalam proses fiksasi. Untuk mengatasi permasalahan lingkungan tersebut maka pada penelitian ini dilakukan proses fiksasi menggunakan iradiasi berkas elektron. Hasil penelitian menunjukkan proses fiksasi menggunakan iradiasi berkas elektron dapat digunakan sebagai alternatif dalam rangkaian proses pewarnaan batik. Hasil uji berstandar SNI dari ketahanan luntur warna terhadap sinar, pencucian dan gosokan menunjukkan nilai yang baik untuk greyscale dan staining scale (4 dan 4-5) pada kain batik katun dengan campuran pewarna tingi dan Polietilen Glikol (PEG) dengan waktu iradiasi 60 detik
INTERACTION OF MOLTEN URANIUM WITH ELECTRICAL PENETRATING TUBE OF A BOILING WATER REACTOR DURING SEVERE ACCIDENT
No full textINTERACTION OF MOLTEN URANIUM WITH ELECTRICAL PENETRATING TUBE OF A BOILING WATER REACTOR DURING SEVERE ACCIDENT. Fukushima accident was the first severe accident of a BWR type which the core was melted leading to RPV failure at the bottom head. Regarding its complex structures of the bottom head, the scheme of failure is different from that of previous reactor severe accidents that ever happened (i.e. TMI-2 and Chernobyl accidents). There is a lot of penetration tubes through the bottom head leading to a complex interaction between corium and the structures. Eutectic reaction is possible to happen due to high temperature leading to a rapid failure of the RPV. Therefore, it is important to understand the phenomenon of interaction between corium and the structures. In this study, an interaction between molten uranium and structure of electrical tube, one of the penetration tubes, was analyzed by using MPS-LER method. Fluid dynamics of the MPS-LER simulation was validated by experiments of fluid flow by using water and oil.Calculation results of the fluid flow showed a good agreement with that of experiments.The MPS-LER was applied to calculate the penetration rate of molten uranium which flowed through the wall of the electrical tube at the bottom head of a BWR. The penetration rate was high due to eutectic reaction. The rate achieved 555.56 µm/s. Conservatively, it took less than 1 minute of time for the molten uranium to melt the tube wall with a thickness of 1.232 cm
ANALYSIS OF UNCONTROLLED REACTIVITY INSERTION TRANSIENT OF TRIGA MARK 2000 BANDUNG USING MTR PLATE TYPE FUEL ELEMENT
Full text linkANALYSIS OF UNCONTROLLED REACTIVITY INSERTION TRANSIENT OF TRIGA MARK 2000 BANDUNG USING MTR PLATE TYPE FUEL ELEMENT. Analysis of uncontrolled reactivity insertion is very important for the safety of reactor operations. Determination of melting point limit, critical heat fluxes and melting temperatures of cladding are the main objectives for most of these studies to determine whether fuel temperature can withstand the transient insertion of reactivity. In this study, uncontrolled reactivity insertion transient was carried out due to the withdrawal of control rods in nominal power of 1 MW and 2 MW. Analysis of reactivity transient was carried out using the WIMSD/5B and MTRDYN codes. The WIMSD/5B code is used to generate cross sections and the MTRDYN program is used for analysis under transient conditions. Based on calculations on the initial power of 1 MW and 2 MW with an insertion of reactivity of greater than 0.5 /s allows increased power can be stabilized by feedback reactivity. For 1 MW of nominal power, the maximum coolant temperature, cladding and fuel are 86.39 oC, 164.86 oC and 165.33 oC, respectively. For 2 MW of nominal power, the maximum coolant temperature, cladding and fuel are 89.09 oC, 176.96 oC and 177.602 oC, respectively. Based on calculation, It is concluded that the feedback mechanism can protect the fuel cladding from a local meltdown if reactivity insertion 0.5 $/s and the reactor is in nominal power of 1 MW and 2 MW
PENERAPAN TEKNIK ANALISIS NUKLIR DALAM MENGKAJI KUALITAS UDARA DI SEKITAR PLTU CILACAP
No full textPENERAPAN TEKNIK ANALISIS NUKLIR DALAM MENGKAJI KUALITAS UDARA DI SEKITAR PLTU CILACAP. Kandungan zat berbahaya dalam partikulat udara dapat menimbulkan permasalahan kesehatan bagi masyarakat. Tujuan utama dari penelitian ini adalah mengkaji kualitas udara di daerah sekitar PLTU Adipala Cilacap melalui penilaian konsentrasi zat partikel tersuspensi, kandungan logam berat berbahaya dan metaloid lainnya menggunakan metode AAN, serta mengidentifikasi radionuklida menggunakan metoda spektrometri gamma, yang terkandung dalam PM2.5 dan PM10. Pengambilan sampel dilakukan pada Juli 2018 di tiga lokasi sampling, selama 24 jam secara simultan. Karakteristik konsentrasi rata-rata keseluruhan PM2.5 dan PM10 masing-masing adalah 16,76 μg/m3 dan 37,61 μg/m3. Sekitar 45 % partikel berasal dari fraksi halus (PM2.5) dan 55 % berasal dari fraksi kasar (PM10). Nilai radioaktivitas dalam PM2.5 dan PM10 yang yang terendah adalah radionuklida Pb-210 berkisar 0,134 µBq/m3 dan tertinggi adalah K-40 mempunyai nilai 6,407 µBq/m3. Berdasarkan Perka BAPETEN Nomor 7 Tahun 2017 dijelaskan bahwa baku tingkat radioaktivitas di lingkungan udara dinyatakan di bawah baku mutu yang diijinkan. Kandungan logam berat (As, Cd, Cr, Cu, Sb dan Zn) dalam sampel PM10 dengan konsentrasi tertinggi adalah seng (0,394 ng/m3) dan terendah adalah kadmium (0,0008 ng/m3). Kandungan logam berat pada sampel PM2.5 teridentifikasi bahwa konsentrasi terkecil adalah Cd (0,0006 ng/m3) dan yang tertinggi adalah Zn (0,223 ng/m3) dengan rerata 0,114 ng/m3. Standar ambang batas rata-rata PM2.5 dan PM10 yang ditetapkan WHO berturut-turut adalah 25 μg/m3 dan 50 μg/m3, hal ini menujukkan logam berat di udara disekitar PLTU Adipala Cilacap dengan jarak sekitar 2 km sampai 3 km masih dalam batas terkendali
IMPLEMENTASI MODEL KINETIKA REAKTOR MENGGUNAKAN KODE PROGRAM LABVIEW PADA SIMULATOR FUNGSIONAL OPERASI DAN PENGENDALIAN REAKTOR KARTINI
Full text linkIMPLEMENTASI MODEL KINETIKA REAKTOR MENGGUNAKAN KODE PROGRAM LABVIEW PADA SIMULATOR FUNGSIONAL OPERASI DAN PENGENDALIAN REAKTOR KARTINI. Implementasi model kinetika reaktor merupakan salah satu usaha untuk membuat suatu rancang bangun simulator fungsional reaktor Kartini. Implementasi yang dimaksudkan adalah untuk memperbaiki hasil pengembangan model kinetika reaktor sebelumnya, dimana masih ditemukan kekurangan pada pemodelan reaktivitas dan hasil-hasilnya belum divalidasi. Implementasi ini diharapkan dapat mewujudkan suatu software simulator untuk menggambarkan operasi reaktor Kartini secara lebih nyata sesuai dengan kondisi sebenarnya. Implementasi model kinetika reaktor dilakukan menggunakan perangkat lunak LabVIEW dengan variabel reaktivitas batang kendali, suhu dan peracunan hasil belah, kemudian dilakukan variasi nilai parameter guna memperoleh hasil implementasi pemodelan yang sesuai dengan data operasi reaktor Kartini. Data percobaan diperoleh dengan melakukan variasi terhadap tiga parameter bebas yaitu densitas awal neutron (N0), fraksi kelompok neutron kasip (β), dan massa bahan bakar reaktor (m). Hasil penelitian menunjukan bahwa perubahan parameter bebas berbanding lurus dengan parameter daya dan periode reaktor. Implementasi pemodelan terbaik terjadi pada percobaan operasi dengan nilai N0 = 0,004; β = 0,0014 dan m = 2563 gram. Hasil tersebut divalidasi dengan pengukuran parameter daya reaktor dengan tiga data operasi dan memiliki rata-rata akurasi sebesar 86,0% serta parameter periode reaktor dengan dua data operasi memiliki rata-rata akurasi sebesar 56,6