GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
Not a member yet
236 research outputs found
Sort by
FTIR UNTUK CONTROL REAKSI STOIKIOMETRI PELEBURAN ZIRKON DENGAN NaOH
Full text linkFTIR UNTUK CONTROL REAKSI STOIKIOMETRI PELEBURAN ZIRKON DENGAN NaOH. Zirkon merupakan sumber utama logam zirkonium berderajat industri yang banyak ditemukan di Provinsi Bangka Belitung atau Provinsi Kalimantan barat. Peleburan zirkon dengan NaOH merupakan proses paling efektif dan murah untuk mengekstraksi zirkonium dari bijih silikat. Untuk memperoleh pemulihan zirkonium yang tinggi dan ramah lingkungan, maka dibutuhkan kontrol reaksi stokiometri dengan rasio mole (ZrSiO4/NaOH) yang tepat. Maka tujuan dari penelitian ini melakukan kontrol reaksi stokiometri peleburan zirkon dengan NaOH menggunakan alat Spektrofotometer Fourier Transform Infra Red ( FTIR). FTIR dipilih karena citranya dapat mengidentifikasi beberapa ikatan silanol (≡Si-OH), siloksan (≡Si-O-Si≡) serta grup air (OH) yang kemungkinan dapat mengikat zirkonium. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan citra FTIR terhadap reaksi stokiomeri peleburan zirkon dengan NaOH pada beberapa rasio mole (ZrSiO4/NaOH) sebagai fungsi temperatur. Hasil percobaan penunjukan bahwa, pada reaksi stoikiometri dengan mole ZrSiO4(1)/NaOH(2) dicirikan di puncak 601,79 1/cm merupakan milik senyawaan Na2ZrSiO5 yang muncul di temperature 600 ˚C dan 700 ˚C. Dengan kenaikan temperatur pada 800 ˚C dan 900 ˚C senyawaan Na2ZrSiO5 akan berubah menjadi Na2ZrO3, tetapi phenomena ini tidak terjadi di reaksi stoikiometri mole ZrSiO4(1)/NaOH(4). Walaupun keberadaan Na2ZrSiO5 dalam jumlah kelumit, ternyata masih terdeteksi di puncak 1195 1/cm, pada pelindian dengan reaksi stoikiometri mole ZrSiO4(1)/NaOH(6) dan ZrSiO4(1)/NaOH(8) dengan temperature 600 ˚C dan 700 ˚C
INVESTIGASI TERHADAP NILAI REAKTIVITAS BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS ANTARA HASIL PERHITUNGAN DENGAN HASIL EKSPERIMEN
Full text linkINVESTIGASI TERHADAP NILAI REAKTIVITAS BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS ANTARA HASIL PERHITUNGAN DENGAN HASIL EKSPERIMEN. Nilai reaktivitas batang kendali harus diprediksi secara akurat sebagai bagian terpenting dari fitur keselamatan teknis di reaktor RSG-GAS. Hasil inspeksi bahwa terdapat adanya perbedaan yang signifikan besar (87,31%) antara nilai reaktivitas batang kendali dari hasil eksperimen dengan nilai reaktivitas batang kendali hasil perhitungan yang menggunakan code BATAN-FUEL. Maka tujuan penyajian makalah ini adalah melakukan investigasi perbedaan nilai perhitungan terhadap hasil eksperimen tersebut. Metodologi yang dilakukan, yaitu melalui perhitungan ulang menggunakan BATAN-2DIFF/3DIFF code, Serpent2 code, MCNP6 code, dan membandingkan terhadap hasil ekperimen serta melakukan evaluasi untuk pemilihan code yang tepat. Hasil nilai error antara perhitungan dengan eksperimen dari BATAN-2DIFF dengan seluruh batang kendali di bawah-satu batang dinaikan, terendah dan tertinggi adalah 18,65% di F-5 T-89 dan 80,59% di E-9 T-80 sedangkan dengan seluruh batang kendali di atas, adalah 1,96% di C-8 T-83 dan 35,22% di G-6 T-89. Hasil BATAN3-DIFF dengan seluruh batang kendali di atas adalah 0,07% di F-8 T-90 dan 18,88% di F-5 T-89. Hasil Serpent2 dengan seluruh batang kendali di atas adalah 20,67% di C-8 dan 38,74% di G-6. Dan hasil MCNP6 dengan seluruh batang kendali di atas adalah 3,48% di B-7 dan 60,81% di F-5. Parameter beta efektif, efek shadowing, umur penyerap, nilai fraksi bakar, dan perubahan manajemen bahan bakar dapat menjadi bahan evaluasi pada parameter neutronik. Dengan investigasi ini maka metode perhitungan reaktivitas batang kendali reaktor RSG-GAS direkomendasikan menggunakan BATAN-3DIFF pada kondisi seluruh batang kendali di atas-satu batang kendali diturunkan
ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI
Full text linkANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI. PSTA BATAN Yogyakarta telah berhasil memurnikan thorium oksida (ThO2) dengan kemurnian nuklir dari bahan baku monasit. Selanjutnya ThO2 tersebut akan dibuat menjadi ‘elemen thorium’ yaitu elemen bahan bakar reaktor nuklir berbasis thorium untuk reaktor CAMOLYP. Pada ‘‘elemen thorium’ diharapkan terbentuk 233U melalui proses irradiasi ThO2 yang ada di dalamnya. Tujuan penelitian ini adalah membahas bagaimana pola irradiasi sampel ThO2 pada reaktor Kartini dengan fluks neutron 1012 n/cm2 s agar diperoleh 233U yang optimum. Metode yang digunakan adalah perhitungan dengan bantuan paket program ORIGEN-2, dengan variasi waktu dan mode irradiasi. Dilakukan analisis untuk irradiasi ThO2 secara kontinu selama kelipatan waktu peluruhan 233Pa menjadi 233U (27 hari) dan irradiasi secara siklik berdurasi 6 jam, 12 jam dan 24 jam paska 233Pa meluruh menjadi 233U. Hasil analisis menunjukkan bahwa irradiasi ThO2 secara kontinu menunjukkan bahwa produk 233U yang semakin banyak dan akan mulai jenuh pada waktu irradiasi 150 hari. Irradiasi ThO2 berbasis siklus paska peluruhan 233Pa, akan menghasilkan produk 233U terbanyak (optimum) pada siklus iradiasi paska 27 hari
ANALISIS DOSIS RADIASI ALAM DARI PAPARAN RADON DAN RADIASI GAMMA DI RUMAH PENDUDUK DI KALIMANTAN BARAT
No full textANALISIS DOSIS RADIASI ALAM DARI PAPARAN RADON DAN RADIASI GAMMA DI RUMAH PENDUDUK DI KALIMANTAN BARAT. Telah dilakukan analisis dosis radiasi alam yang berasal dari radiasi radon dan radiasi gamma di rumah penduduk di wilayah Kalimantan Barat. Dosis radon diukur menggunakan metode pasif dengan detektor jejak nuklir CR-39 yang dipasang di rumah penduduk selama 3-4 bulan, sedangkan dosis radiasi gamma diukur menggunakan surveimeter model Ludlum-19 . Setelah selesai detektor di ambil kemudian dilakukan proses di laboratorium untuk dilakukan penentuan konsentrasi radon di dalam rumah penduduk. Hasil analisis dari CR-39 diperoleh hasil konsentrasi radon di dalam rumah penduduk dalam rentang 3,13 – 69,57 Bq/m3 dengan nilai rerata sebesar 21,65 ± 1,53 Bq/m3. Konsentrasi ini masih di bawah tingkat referensi radon yang ditetapkan oleh unscear sebesar 300 Bq/m3. Sedangkan dari pengukukuran konsentrasi Ra-226 dalam bahan bangunan diperoleh hasil dalam rentang 4,75-15,75 Bq/kg. Hasil analisis dosis yang berasal dari radon di rumah penduduk diperoleh nilai dalam rumah dalam rentang nilai 0,08 – 1,11 mSv/tahun dengan rerata sebesar 0,38 ± 0,03 mSv/tahun. Sedangkan dosis gamma yang diukur langsung menggunakan surveimeter diperoleh nilai 0,15 – 0,23 mSv/tahun. Sehingga dosis radiasi alam yang diterima penduduk di Kalimantan Barat sebesar 0,55 – 1,32 mSv/tahun dengannilai rerata sebesar 0,69 ± 0,20 mSv/tahun. Dapat disimpulkan bahwa dosis radiasi yang berasal dari paparan radon di dalam rumah di Kalimantan Barat masih di bawah dosis rata-rata di dunia sebesar 2.4 mSv/tahun. Data ini berguna dalam pengambilan kebijakan tentang kesehatan yang berhubungan dengan radiasi di Indonesia
PERBAIKAN KUALITAS BAHAN PEMBAWA Rhizobium dan FUNGI PELARUT FOSFAT MELALUI STERILISASI SINAR GAMMA Co-60 DAN PENGARUHNYA TERHADAP PERTUMBUHAN DAN PRODUKSI KEDELAI (Glycine max L.)
Full text linkPERBAIKAN KUALITAS BAHAN PEMBAWA RHIZOBIUM dan FUNGI PELARUT FOSFAT MELALUI STERILISASI SINAR GAMMA Co-60 DAN PENGARUHNYA TERHADAP PERTUMBUHAN DAN PRODUKSI KEDELAI. Varietas unggul kedelai yang dihasilkan dari teknik mutasi radiasi harus didukung oleh teknologi pertanian seperti penggunaan pupuk hayati. Penelitian ini dilakukan untuk mempelajari pengaruh iradiasi gamma Co-60 terhadap 1) sifat kimia bahan pembawa, 2) viabilitas mikrob dalam bahan pembawa, 3) pertumbuhan dan produksi kedelai varietas Mutiara 3. Komposisi bahan pembawa yang diuji meliputi b0= 100% gambut (%w/w), b1= 50% gambut + 50% biochar (% w/w), b2=50% gambut + 50% fosfat alam (% w/w), b3=50% gambut + 25 % biochar + 25 % fosfat alam (% w/w), b4=100% biochar (% w/w). Metode sterilisasi yang digunakan yaitu dengan iradiasi sinar gamma Co-60 (r) dan autoclave (a). Hasil menunjukkan komposisi bahan pembawa dan sterilisasi sinar gamma berpengaruh terhadap sifat kimia bahan pembawa yaitu pH, NO3, dan P tersedia. Viabilitas Rhizobium R35 dan fungi pelarut fosfat FPF4 dengan jumlah populasi tertinggi diperoleh pada bahan pembawa biochar dengan sterilisasi iradiasi sinar gamma. Penggunaan pupuk hayati dengan bahan pembawa biochar yang disterilisasi dengan iradiasi sinar gamma Co-60 berpengaruh nyata dalam meningkatkan serapan N dan serapan P pada biji, dan hasil tanaman kedelai varietas Mutiara 3.
UJI KINERJA TAHAP AWAL SISTEM PROMPT GAMMA NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS (PGNAA) MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON PuBe UNTUK UJI KUALITAS SEMEN
Full text linkUJI KINERJA TAHAP AWAL SISTEM PROMPT GAMMA NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS (PGNAA) MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON PuBe UNTUK UJI KUALITAS SEMEN. Perancangan dan uji kinerja sistem Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) dengan sumber neutron isotopik PuBe untuk pengujian bulk sample belum pernah dilakukan pada fasilitas iradiasi reaktor riset Kartini. Konsep dasar analisis aktivasi neutron (AAN) adalah reaksi tangkapan neutron termal yang berasal dari interaksi antara neutron dengan inti/materi. Untuk mencapai keadaan yang stabil, inti selanjutnya akan memancarkan sinar gamma dengan energi yang spesifik. Sinar gamma pada teknik PGNAA diukur selama neutron mengiradiasi sampel. Sebelum digunakan untuk uji kinerja teknik PGNAA, dilakukan analisis nilai fluks neutron sumber neutron isotopik PuBe yang berada dalam fasilitas iradiasi bulk shielding pool. Nilai fluks neutron termal terukur dari sumber neutron PuBe pada jarak 5 cm, 10 cm, 15 cm, dan 20 cm di dalam media air berturut-turut adalah 1,3676 x 104 n cm-2 s-1; 6,832 x 103 n cm-2 s-1; 1,922x 103 n cm-2 s-1; dan 1,4678 x 103 n cm-2 s-1. Hasil pengukuran tersebut digunakan sebagai pertimbangan dalam pengukuran dosis pada sistem PGNAA yang dirancang. Sistem PGNAA dengan sumber neutron isotopik PuBe pada fasilitas Reaktor Kartini dapat mengaktivasi sampel semen dengan cukup baik. Sampel yang diaktivasi dideteksi dengan detektor NaI(Tl). Hasil uji coba menggunakan sampel semen yang diaktivasi terdeteksi 4 puncak energi. Terdapat 2 puncak yang diindikasi sebagai unsur mayor pada sampel semen yaitu unsur 59Fe dan 28Al. Pada puncak energi ketiga diindikasi terdapat 2 unsur minor sampel semen yaitu 63Zn dan 25Na. Puncak energi keempat diindikasi sebagai unsur minor pada sampel semen yaitu unsur 56Mn
DISTRIBUSI RADIONUKLIDA ALAM SAMPEL LINGKUNGAN TANAH, AIR DAN TANAMAN SEKITAR PLTU REMBANG
No full textDISTRIBUSI RADIONUKLIDA ALAM PADA SAMPEL TANAH, AIR DAN TANAMAN DI SEKITAR PLTU REMBANG. Telah dilakukan penelitian radioaktivitas pada sampel air, sedimen dan tanaman (daun singkong) di sekitar Pusat Listrik Tenaga Uap (PLTU) Rembang.Tujuan penelitian ini adalah mengetahui kandungan radionuklida 226Ra, 228Ra, 232Th dan 40K dalam air, tanah dan tanaman yang mencerminkan data lingkungan terkini dalam rangka mendukung program monitoring lingkungan dari pencemaran radioaktivitas di sekitar PLTU Rembang. Pengambilan sampel, preparasi maupun analisis mengacu pada prosedur analisis sampel radioaktivitas lingkungan.Radionuklida alam diukur dengan spektrometri gamma yang dilengkapi detektor HPGe terakreditasi oleh ISO 17025 tahun 2008. Hasil yang diperoleh menunjukkan radioktivitas dalam air berkisar (0,90-52,0) mBq/L,dalam tanah berkisar (100,06-760,30) Bq/kg sedangkan dalam daun singkong berkisar (24,59 – 60,96) Bq/Kg. Berdasarkan PERKA BAPETEN. No 7 Tahun 2017, nilai batas radioaktivitas di air yang diijinkan berkisar (730 – 1000) mBq/L, sedangkan hasil analisis air yang terdapat disekitar PLTU Rembang masih di bawah nilai batas yang diijinkan oleh BAPETEN.
PENGARUH PERBANDINGAN MOL Ce/Total DALAM LARUTAN UMPAN TERHADAP KERNEL CSZ HASIL SINTER.
Full text linkPENGARUH PERBANDINGAN MOL Ce/TotalDALAM LARUTAN UMPAN TERHADAP KERNEL CSZ HASIL SINTER. Telah dilakukan pembuatan kernel ceria stabilized zirconia (CSZ) metode gelasi eksternal. Sebagai bahan dasar umpan gelasi menggunakan Ce(NO3)3.6H2O dan ZrO(NO3)2.2H2O dengan variasi perbandingan mol (Zr/Total) nitrat 12, 24, 36, 48 dan 60% dalam larutan umpan. Untuk memperoleh gel yang baik, parameter kunci yang harus dipenuhi pH sol, viskositas umpan, frekuensi, amplitude dan flow rate umpan. Pada proses pencucian, konduktivitas air cucian terakhir dikondisikan pada ≤ 20µS/cm setara 0,001 % berat kandungan NH4OH. Proses pengeringan dilakukan pada kondisi vakum pada 80°C, kalsinasi suhu 500°C , laju pemanasan < 2°C suasana atmosfer. Gel CSZ hasil pengeringan diukur diameternya dan kondisi fisiknya menggunakan mikroskop digital. Karakterisasi menggunakan DTA-TGA menunjukkan adanya puncak endotermis pada suhu sekitar 80°C hingga suhu 189°C, di mana terjadi pengurangan massa sebesar 18,75%, dan puncak eksotermis, terjadi pengurangan massa 11,34%. Puncak endotermis terlihat ada penguapan air dan sisa ammonia dalam gel, puncak eksotermis karena terjadi dekomposisi bahan-bahan organik, ammonium nitrat dalam gel. Dari variasi perbandingan mol Ce/Total gel yang terbaik hingga proses kalsinasi dan sintering hingga suhu 1350°C adalah 12 dan 24 %, gel masih terlihat utuh tidak pecah maupun retak, gel hasil kalsinasi memiliki spektrum IR dengan frekuensi vibrasi pada nilai yang dimiliki gugus fungsi hidroksil, nitrat, cerium dan zirkonium oksida. Kernel CSZ tersinter menghasilkan difraktogram senyawa Zirconium Cerium Oxide dengan struktur kristal tetragonal.
INVESTIGATION OF MULTIPHASE CONDITION IN PIPELINE USING GAMMA COMPUTED TOMOGRAPHY
Full text linkINVESTIGATION OF MULTIPHASE CONDITION IN PIPELINE USING GAMMA COMPUTED TOMOGRAPHY. Deposition of sand particles in pipeline is a problem that often occurs in the production and distribution of oil and gas. It could cause increased preasure, equipment failure, pipeline erosion, and production decline. It is very necessary to investigate inside condition of the pipeline without interrupting the operation. Gamma computed tomography (CT) is a technique that can image the internal structure of an object without interrupting or damaging the object (non-destructive testing). This paper presents a preliminary experimental study of multiphase (solid, liquid, and gaseous) condition inside a horizontal pipe using gamma CT technique. A collimated Cs-137 source with 3.7 GBq activity emited gamma photons to penetrate a 14 inches diameter horizontal pipe containing sand, water, and gasoline. The photons that penetrated object were detected using a scintillation detector at the other side of object. The scanner system performed translation and rotation scans to get 64 projection data which will then be reconstructed into an image. The reconstructed images were able to show the pipe wall and the condition of the inside of pipe which was filled with sand, water, and gasoline. The pixel value is linear to material density with R2= 0.9543. The result indicated the potential of gamma CT as the suitable technique to be used to investigate the multiphase conditions in pipeline
STUDI AWAL ESTIMASI DOSIS INTERNAL 99mTc-MDP HASIL PRODUKSI PSTNT-BATAN PADA MANUSIA UNTUK DETEKSI METASTASIS DAN INFLAMASI TULANG BERBASIS UJI BIODISTRIBUSI HEWAN MODEL MENCIT
Full text linkSTUDI AWAL ESTIMASI DOSIS INTERNAL 99mTc-MDP HASIL PRODUKSI PSTNT-BATAN PADA MANUSIA UNTUK DETEKSI METASTASIS DAN INFLAMASI TULANG BERBASIS UJI BIODISTRIBUSI HEWAN MODEL MENCIT. Kanker adalah sel abnormal yang dapat menyebar sampai ke tulang. Pemeriksaan dapat dilakukan dengan bone-scan menggunakan radiofarmaka. PSTNT-BATAN Bandung melakukan penelitian radiofarmaka penyidik tulang yaitu MDP yang dapat ditandai dengan radionuklida teknesium-99m. Penelitian ini bertujuan memperoleh estimasi dosis internal radiofarmaka 99mTc-MDP sebagai penyidik metastasis dan inflamasi tulang untuk manusia berdasarkan biodistribusi radiofarmaka 99mTc-MDP produksi PSTNT-BATAN. Metode penelitian ini, uji biodistribusi dari penandaan MDP dengan teknesium-99m dengan interval waktu 2,4,6, dan 24 jam setelah penyuntikan melalui intravena ekor pada 12 hewan model mencit normal dengan dosis injeksi 5,44 MBq tiap mencit dengan kemurnian 98,49%±25,37.Hasil uji biodistribusi didapatkan persentase dosis injeksi pergram organ hewan yang dikonversi menjadi persentase dosis injeksi pergram organ manusia yang diinput pada software OLINDA/EXM untuk mendapatkan residence time dan estimasi dosis internal. Hasil estimasi dosis menggunakan OLINDA/EXM diperoleh nilai total estimasi dosis efektif 99mTc-MDP (mSv/MBq) untuk laki-laki dewasa 1,87E-03 sedangkan untuk wanita dewasa bernilai 2,24E-03. Hasil estimasi dosis radiofarmaka 99mTc-MDP produksi PSTNT-BATAN ini dapat digunakan sebagai panduan dosis organ pada saat akan diinjeksikan pada manusia