Jurnal Forum Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
RANCANG BANGUN SISTEM AKUISISI DATA SUMBER RADIASI MELALUI UDARA MENGGUNAKAN ROBOT QUADCOPTER
Full text linkRANCANGBANGUN SISTEM AKUISISI DATA SUMBER RADIASI MELALUI UDARA MENGGUNAKAN ROBOT QUADCOPTER. Penelitian pendeteksian sumber radiasi menggunakan quadcopter beserta sistem akuisisinya belum dikembangkan, sehingga dirancang suatu sistem akuisisi data untuk pendeteksian sumber radiasi menggunakan quadcopter. Tujuan penelitian ini untuk pengembangan aplikasi program labview untuk akuisisi data sumber radiasi dan juga perancangan sistem informasi pendeteksian sumber radiasi dengan memetakan dalam kategori daerah radiasi dengan aplikasi google map. Data radiasi dan posisi dari In vehicle module quadcopter dikirimkan melalui sebuah transceiver NiceRF ke control room module, kemudian di proses dengan menggunakan program Labview dan ditampilkan. Setelah proses pendeteksian selesai dilakukan, data pergerakan dipetakan kembali sehingga didapat informasi jejak pergerakan quadcopter dan juga jarak antara titik awal pergerakan quadcopter dengan sumber radiasi. Hasil pengujian menunjukan bahwa program berhasil memberikan informasi posisi sumber radiasi yang terdeteksi. Program juga telah mampu memetakan pergerakan quadcopter, jarak antara operator quadcopter dengan sumber radiasi yang terdeteksi pada pengujian pertama sebesar 20 meter dan pengujian kedua 30 meter. Persentase error dari perbandingan jarak pada pemetaan dengan jarak sebenarnya didapat pada pengujian pertama sebesar 3,8 % dan pada hasil pengujian kedua sebesar 7,14 %
PENENTUAN SPHERICITY DAN DISTRIBUSI INTENSITAS BERKAS ELEKTRON DARI SUMBER ELEKTRON TIPE PIERCE BERBASIS MATLAB
Full text linkPENENTUAN SPHERICITYDANDISTRIBUSIINTENSITASBERKASELEKTRONDARI SUMBERELEKTRONTIPE PIERCE BERBASISMATLAB.Telahdilakukanpenentuanbentuk profil berkaselektron darisumberelektrontipePierceberbasisGUImatlabdengan4tahapansubmenuaplikasi, yaitucapturevideo,preprocessing citra,segmentasicitra,danpenentuanprofilberkaselektron.Pembuatan aplikasidigunakanuntukkarakterisasi sumberelekton(diodadantrioda)darihasilnilaisphericity,danplot distribusiintensitasberkas elektrondengan perubahanpengaturanparametertegangan pemercepat,dan teganganpemfokus padaarustetap.Hasil pengujian memperlihatkanbahwasumberelektrontipePiercepada triodamemberikanbentukprofilberkaselektronlebihbaik dibandingkandengansumberelektrondioda dengannilaisphericity semakinmendekati1dannilairata-ratadistibusiintensitasyanglebihmerata secara kuantitatifataudari hasilvisualisasiplotgrafik3D
RANCANG BANGUN PENAMPIL PLATO DETEKTOR GEIGER MUELLER BERBASIS PERSONAL KOMPUTER
No full textRANCANG BANGUN PENAMPIL PLATO DETEKTOR GEIGER MUELLER BERBASIS PERSONAL COMPUTER. Telah dilakukan rancang bangun penampil plato detektor Geiger Mueller dengan tujuan untuk membuat suatu sistem yang dapat menampilkan grafik bubungan nilai tegangan tinggi pencatu detektor dengan hasil cacahan pada sebuah komputer untuk mengetahui karakteristik suatu detektor Geiger Mueller (GM) yaitu plato. Sistem ini terdiri atas penyedia daya tegangan tinggi DC, GM inverter, pernbcntuk pulsa, counter/timer, keypad matriks 3x4, penampil LCD, dan seperangkat komputer. Mikrokontroler ATMega8535 digunakan sebagai sistem pencacah dan sebagai penampil basil cacahan serta nilai HV. Pengujian kestabilan dan linieritas tegangan tinggi diperoleh R2=0.982, linieritas pencacahan dengan function generator R2=1 dengan variasi frekuensi. Pengujian sistem pencacah dengan pengambilan data sebanyak N=30, nilai Chi Square Test (X2)=15,77. Batasan X2 yang diijinkan harus berada pada kisaran 14,3 15,77 49,6. seluruh sistem diuji dengan i detektor GM Model set window dan diperoleh tegangan kerja detektor tersebut adalah 566 V, slope 0,000134% dan panjang plato 386 V. Hasil pengujian dan analisis menunjukkan alat dapat bekerja dengan baik
PENGARUH MATRIKS TERHADAP SISTEM PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA.
Full text linkTelah dilakukan penelitian tentang pengaruh matriks terhadap pencacahan sampel menggunakan spektrometer gamma. Tujuan penelitian ini adalah mengetahui pengaruh matriks terhadap sistem pencacahan, Bahan yang digunakan adalah sumber standar Solution 2908 yang merupakan sampel hasil interkomparasi dengan IAEA terdiri dari 54Mn, 60Co, 65Zn, 109Cd, 133Ba, 134Cs, 137Cs,210Pb, dan 241Am dan larutan standar yang terdiri dari 133Ba, 152Eu, dan 241Am. Sumber standar tersebut mempunyai rentang energi dari 59 keV sampai 1408 keV. Matriks yangdigunakan berupa rumput, abu rumput, sludge, air, tanah, pasir, pasir silika, dan pasir vulkanik dengan rentang densitas dari 0,226 g/cm3 sampai 1,760 g/cm3. Matriks yang telah diberi larutan radioaktif ini kemudian dimasukkan dalam vial ID 57 mm H 50 mm. Hasil pengujian dengan t-test menunjukkan bahwa seluruh radionuklida terdistribusi merata dalam setiap matriks. Data awal menunjukkan bahwa densitas matriks berpengaruh secara signifikan pada sistem pencacahan spektrometer gamma, terutama pada energi rendah. Semakin besar densitas maka efisiensi pencacahan akan menurun.Validasi hasil penelitian ini, memberikan nilai penyimpangan < 5%, yang dianggap baik berdasarkan ketentuan batasan dari IAEA, yaitu < 8%
PEMANFAATAN ELEKTRODE GRAFIT BATU BATERAI PADA ANALISIS HASIL STRIPPING ZIRKONIUM SECARA KONDUKTOMETRI
No full textPEMANFAATAN ELECTRODE GRAFIT BATU BATERAI PADA ANALISIS HASIL STRIPPING ZIRCONIUM SECARA KONDUKTOMETRI. Pemanfatan grafit batu baterai bekas sebagai elektrode untuk menganalisis hasil stripping zirkonium telah dilakukan. Elektrode grafit dibuat sebagai bagian dari alat konduktansi yang dirangkai dengan komponen penting lainnya yaitu transformer dan multimeter digitalmeter. Analisis dilakukan dengan arus bolak-balik yang didasarkan pada perubahan daya hantar listrik akibat pergantian ion-ion dalam larutan cuplikan dengan peniter yang memiliki mobilitas berbeda . Sebelum digunakan untuk analisis konduktometri, alat diuji coba untuk mengukur daya hantar larutan cuplikan pada beberapa konsentrasi dengan variasi tegangan dan jarak elektrode. Berdasarkan hasil uji coba dipilih kondisi yang baik digunakan dalam titrasi konduktometri untuk menganalisis kadar asam bebas dan Zr dalam hasil stripping zirkonium, yakni pada tegangan 12 V dan jarak elektrode 1 cm. Titrasi konduktometri dilakukan terhadap beberapa cuplikan dengan konsentrasi yang bervariasi. Cuplikan dimasukkan ke dalam gelas beker yang dilengkapi dengan pengaduk magnet, termometer, buret berisi larutan NaOH standar, dan rangkaian pengukur daya hantar. Data yang diperoleh dibuat grafik hubungan antara daya hantar dengan volume NaOH. Berdasarkan kecenderungan grafik, diperoleh titik ekivalen yang dapat digunakan untuk menentukan kadar asam bebas dan kadar Zr dalam cuplikan. Setelah dibandingkan dengan analisis secara konvensional, disimpulkan bahwa elektrode grafit batu baterai bekas dapat digunakan sebagai elektrode altematif pada titrasi konduktometri larutan zirkonium hasil stripping
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
No full textSTUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART. Indonesia merupakan negara kepulauan yang terdiri dari banyak pulau besar dan kecil. Kebutuhan energi terutama pada pulau-pulau kecil sampai saat ini belum dapat terpenuhi. Untuk memenuhi kebutuhan energi tersebut, penggunaan energi nuklir dapat menjadi salah satu solusi. Reaktor SMART merupakan salah satu reaktor nuklir berdaya kecil sekitar 90 MWe, dan 10% energinya dapat digunakan untuk produksi air bersih dengan proses desalinasi. Reaktor SMART memiliki dua macam fitur keselamatan yaitu sistem keselamatan melekat (inherent) dan system teknis pasif (passive system). Makalah ini membahas kajian sistem keselamatan teknis reaktor SMART. Tujuan studi adalah memperoleh pemahaman aspek keselamatan teknis reaktor SMART, sebagai masukan pengambil keputusan untuk penimbangan pemilihan teknologi reaktor. Studi dilakukan melalui kajian pustaka. Sistem keselamatan teknis pasif yang diimplementasikan pada SMART adalah sistem shutdown (pemadaman), sistem pengambilan panas sisa pasif, sistem pendinginan teras darurat pasif, sistem proteksi sungkup terhadap tekanan lebih. Disamping itu, sistem proteksi reaktor terhadap tekanan lebih dan beberapa sistem yang memitigasi kecelakaan, juga di tambahkan. Fungsi sistem keselamatan teknis adalah menjaga kestabilan pendinginan reaktor agar tidak terjadi pemanasan berlebih pada sistem pembangkit serta mencegah terlepasnya produk radioaktif ke lingkungan dan melakukan pemadaman reaktor setiap saat diperlukan. Hasil studi menunjukkan bahwa pengamanan sistem keselamatan teknis pasif mampu mengurangi penggunaan pompa, katup dan perpipaan sehingga meningkatkan kemudahan konstruksi, operasi dan perawatan sistem, serta mengurangi tindakan operator. Apabila dibandingkan, reaktor SMART hanya memerlukan sekitar 180 katup, jauh lebih sedikit dibandingkan dengan reaktor PWR konvensional 1000 MW, yang memerlukan 1100 katup.Kata Kunci: keselamatan teknis, reaktor, SMART, PWR, sistem pasi
VISUALISASI PERGERAKAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS
No full textVISUALISASI PERGERAKAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS. Visualisasi pergerakan batang kendali reaktor adalah penampilan status dinamis dari gerakan batang kendali sebagai fungsi waktu pada layar komputer. Di samping itu sistem penampil ini akan berfungsi sebagi piranti pelacak kesalahan atas data yang terekam di dalam mesin digital. Untuk mendorong fungsi mesin ini digunakan piranti lunak yang disebut WinCC (Window Control Center) yang diaktifkan di dalarn PC. Sistem ini telah bekerja dengan baik, terinstal dan teruji di reaktor RSG-GAS guna membantu operator dalam mengoperasikan reaktor RSG-GAS
PENENTUAN WAKTU PENDIRIAN DAN KAPASITAS PRODUKSI PABRIK ZIRKON OKSID KLORID (ZOC) DI INDONESIA
No full textPENENTUAN WAKTU PENDIRIAN DAN KAPASITAS PRODUKSI PABRIK ZIRKON OKSID KLORID (ZOC) DI INDONESIA. Telah dilakukan penelitian Penentuan Waktu Pendirian dan Kapasitas Produksi Pabrik Zirkon Oksid Klorid di Indonesia. Proses yang digunakan sebagai dasar perhitungan adalah teknologi pengolahan Zirkonium yang telah dikuasai oleh Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-Badan Tenaga Nuklir Nasional. Penentuan waktu pendirian dan kapasitas pabrik dilakukan dengan cara analisis Break Even Point (BEP). Input perhitungan dalam analisis BEP didapatkan dengan cara peramalan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pabrik ZOC dapat didirikan mulai tahun 2012 dengan kapasitas produksi ZOC sebesar 2040,2655 ton/tahun, kapasitas terpasang 30377,0358 ton/tahun, dan waktu yang dibutuhkan untuk pengembalian modal adalah 55 bulan operasi
INVESTIGATION OF THE MAIN RADIOACTIVE INVENTORY IN FUGEN DECOMMISSIONING ENGINEERING CENTER
No full textSTUDI INVENTORI RADIOAKTIF DALAM REAKTOR DI PUSAT REKAYASA DEKOMISIONING FUGEN. Studi tentang inventori radioaktif telah dilakukan di Pusat Rekayasa Dekomisioning FUGEN. Reaktor FUGEN memiliki struktur tabung bertekanan yang rumit, berbeda dari jenis reaktor berpendingin air ringan pada umumnya. Perilaku neutron di dalam reaktor sangat kompleks, oleh karena itu perlu penentuan densitas fluks neutron secara akurat sebelum menganalisis besaran nilai aktivasi neutron. Densitas fluks neutron ditentukan dengan kode kalkulasi DOT3.5 dan selanjutnya diverifikasi melalui pengukuran sampel di reaktor, yaitu dengan foil aktivasi dan detektor neutron. Densitas fluks neutron yang telah terevaluasi kemudian digunakan untuk menganalisis nilai aktivasi neutron, yang juga memerlukan data komposisi material dan data sejarah operasi reaktor. Perhitungan nilai aktivasi neutron ini menggunakan kode kalkulasi ORIGEN79. Hasil dari perhitungan ini harus diverifikasi dengan pengukuran aktivitas pada daerah yang spesifik di dalam reaktor. Verifikasi untuk inventori radioaktif dilakukan dengan cara mambagi reaktor menjadi tiga bagian , yaitu bagian dalam teras reaktor, bagian perisai, dan bagian di luar perisai. Namun, dalam studi ini lebih ditekankan pada bagian perisai. Bagian ini terdiri dari perisai beton biologis dan perisai besi-air. Inventori radioaktif utama yang ada di dalam perisai beton biologis adalah Co-60, Eu-152 dan Eu-154, sedangkan di dalam perisai besi-air adalah Fe-55, Ni-63, dan Co- 60
SEPARATION OF ZIRCONIUM AND HAFNIUM WITH SIR METHOD’S (ADSORPTION AND DESORPTION ION EXCHANGE)
Full text linkPrecence of hafnium is more than 100 mg/kg making it impossible to use as cladding material in nuclear reactor, because of its high adsorption cross section thus inhibite the nuclear fission. The objective of this research is to separate Zr – Hf using SIR method that is by impregrnating extracts to resin. Extractants used are TBP and D2EHPA, resin used is XAD – 7, and feed used is Zirconium Basic Sulphate (ZBS). In this research is done variation compotition SIR, optimation process adsorption and desoprtion SIR and determintionof equation model in adsorption SIR. The result of this research is composition SIR the most effective for separation Zr – Hf is 5 : 5 for dry method’s and 7 : 3 for wet metode’s, model of equation for Zr nearly Langmuir model, model of equation for Hf nearly Freundlich model and adsorption result effenctively is comparation feed : SIR yaitu 10 mL : 1,5 g (1 : 1,5) with separation factor 30.12 ; separation efficiency Zr 31.47 % and separation efficiency Hf 42.06%