1,720,967 research outputs found
EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be
Full text linkEKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be. Telah dilakukan eksperimen dalam rangka pembuatan sistem penganalisis unsur-unsur dengan metode analisis aktivasi neutron gama serentak atau promt gamma neutron activation analysis (PGNAA). Tujuan eksperimen ini adalah untuk mengembangkan metode analisis aktivasi neutron sehingga dapat digunakan untuk mendeteksi unsur-unsur yang memiliki waktu paroh sangat pendek. Eksperimen dilakukan dengan susunan alat yang terdiri dari : sumber neutron isotopik PuBe, detektor gama HPGe, kolimator neutron dari grafit, jarak cuplikan dengan sumber neutron 20 cm. Pengujian dan kalibrasi sistem dilakukan dengan menggunakan sumber standar Co60 dan Cs137. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa pengukuran fluks neutron pada target cuplikan dengan menggunakan foil Au198 menghasilkan fluks neutron rerata 3,26.104 n cm-2s-1. Sedangkan nilai resolusi dan efisiensi sistem PGNAA tersebut masing-masing adalah 5,6 % dan 0,66 %. Uji coba sistem dengan cuplikan berupa foil Ag108 menunjukkan hasil sesuai yang diharapkan
ANALISIS RANCANGAN DASAR SISTEM PGNAA MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT REAKTOR KARTINI
Full text linkABSTRAK ANALISIS RANCANGAN DASAR SISTEM PGNAA MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan perancangan dasar sistem PGNAA menggunakan salahsatu beamport reaktor Kartini sebagai sumber neutron. Moderator neutron ditempatkan pada ujung kolom berkas neutron untuk membuat berkas neutron menjadi termal. Berkas diarahkan menuju ruang sampel PGNAA dengan menggunakan kolimator yang berfungsi sebagai penyaring berkas neutron sejajar. Pada penggal kolimator yang berpotongan dengan jendela beamport dipasang neutron beam shutter untuk menutup berkas neutron apabila tidak digunakan untuk PGNAA. Beam stopper dipasang dibelakang ruang sampel PGNAA untuk menangkap berkas neutron yang lolos. Perhitungan sifat neutronik dilakukan untuk memilih bahan material yang memenuhi syarat fungsi sebagai sub-komponen PGNAA dan menentukan ukuran geometrinya. Dari hasil perhitungan diperoleh data bahan yang baik untuk moderator yaitu grafit, bahan kolimator adalah aluminium, bahan beam shutter dan beam stopper adalah komposit boraks-parafin. Panjang moderator 90 cm, panjang kolimator 173 cm dengan tetapan kolimasi D/L=0,015, tebal beam shutter dan beam stopper masing-masing 22 cm dan 30 cm. Dipasang perisai gamma dan perisai neutron untuk menutup berkas neutron keluar dari sela dinding dalam beamport dan didnding luar kolimator. Bahan perisai tersebut dibuat dari komposit boraks parafin 25% berat dan timbal yang masing-masing panjangnya 50 cm dan 30 cm. Hasil analisis menunjukkan bahwa dari fluks neutron awal pada beamport bagian dalam sebesar 1,5.1012 n/cm2s dapat menghasilkan fluks neutron termal di ruang sampel PGNAA 1,76.108 n/cm2s dengan arus neutron termal 9,29.108 n/s. Nilai fluks neutron termal tersebut memenuhi persyaratan untuk suatu sistem PGNAA yaitu berada pada orde 106 s/d 108 n/cm2s. Kata Kunci : PGNAA, rancangan dasar, prompt-gamma, analisis aktivasi, neutron-termal, beamport reaktor ABSTRACT BASIC DESIGN ANALYSIS OF PGNAA SYSTEM USING NEUTRON SOURCE FROM BEAMPORT OF KARTINI REACTOR. A basic design of PGNAA system using one of reactor beamports of Kartini reactor as a neutron source have been carried out. Neutron moderator is placed at the inner end of beamport column to make thermal neutron beam. A neutron beam directed to PGNAA counting chamber by using collimator as a filter to make parallel neutron beam. At the midle of collimator intersect with beamport window, neutron beam shutter is mounted to close when not in use for PGNAA. Beam stopper mounted behind the sample chamber of PGNAA to capture neutron beam that passes from the sample chamber. Calculation of neutronic properties of materials was done to choose the material that meet the functional requirements of PGNAA and to determine the geometry size. Based on the calculational results obtained that good material for moderator is graphite, aluminum as beam collimator, and beam shutter or stopper is made from borax-paraffin composite. The moderator length is 90 cm and collimator length is 173 cm with collimation constant D / L = 0,015. Beam shutter and beam stopper thickness are 22 cm and 30 cm respectively. Gamma and neutron shield are added surrounding beam colimator to shield the radiation out from the pitch between collimator and beamport wall. The shield material made from composite of parrafin 25 w % borax, and lead with the length of 50 cm and 30 cm respectively. The analysis result shows that from the neutron flux of 1,5.1012 n/cm2s at the inner side of beamport, can generate thermal neutron flux at the PGNAA sample chamber of 1,76.108 n/cm2s with the thermal neutron current of 9,29.108 n/s. This thermal neutron flux meet the requirement for a PGNAA system i.e. in the order of 106 to 108 n/cm2s. Keywords : PGNAA, basic design, prompt-gamma, activation analysis, thermal neutron, reactor beamport</jats:p
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
STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI
Full text linkSTUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan analisis simulasi larutan U-nitrat sebagai target iradiasi neutron untuk produksi radioisotop Mo-99. Uranium dalam senyawa nitrat diperkaya dengan 20% berat U-235. Analisis simulasi dilakukan berdasarkan pada perhitungan program ORIGEN2 dimana variasi simulasi konsentrasi U-nitrat yang diuraikan dalam data komposisi unsur dalam larutan dijadikan masukan program ORIGEN2. Program ORIGEN2 digunakan untuk menghitung perubahan komposisi unsur apabila larutan teriradiasi neutron dengan fluks 5x1011 n/cm2det dengan lama iradiasi mulai dari 1 hari sampai dengan 8 hari. Untuk menyederhanakan analisis dibuat representasi grafis terhadap hasil perhitungan terhadap parameter K~, Energi fisi, radioaktivitas MO-99 dan kontur peluruhan Mo setelah selesai iradiasi. Dari hasil analisis simulasi dapat disimpulkan bahwa radioisotop Mo-99 dapat diproduksi dengan melalui iradiasi larutan U-nitrat 102 g/l dengan uranium diperkaya 20% berat U-235 pada reaktor Kartini. Produksi yang dapat dicapai adalah 3.23 Ci Mo-99 per 300 cc larutan dengan lama iradiasi 5 hari. Daya thermal yang dibangkitkan dalam larutan selama proses iradiasi sebesar 89.3 watt didinginkan oleh sistem sirkulasi air kolam reaktor
Going Beyond Counting First Authors in Author Co-citation Analysis
Full text linkThe present study examines one of the fundamental aspects of author co-citation analysis (ACA) - the way co-citation
counts are defined. Co-citation counting provides the data on which all subsequent statistical analyses and mappings
are based, and we compare ACA results based on two different types of co-citation counting - the traditional type that
only counts the first one among a cited work's authors on the one hand and a non-traditional type that takes into
account the first 5 authors of a cited work on the other hand. Results indicate that the picture produced through this non-traditional author co-citation counting contains more coherent author groups and is therefore considerably clearer. However, this picture represents fewer specialties in the research field being studied than that produced through the traditional first-author co-citation counting when the same number of top-ranked authors is selected and analyzed. Reasons for these effects are discussed
GASEOUS RELEASES EVALUATION AND SAFETY PERFORMANCE IMPROVEMENT OF KARTINI RESEARCH REACTOR VENTILATION SYSTEM
Full text linkGASEOUS RELEASES EVALUATION AND SAFETY PERFORMANCE IMPROVEMENT OF KARTINI RESEARCH REACTOR VENTILATION SYSTEM. The safety performance of Kartini research reactor related to the gaseous releases to the environment has been evaluated. The research covers an evaluation and improvement on the ventilation system and analysis of gas releases dissipating from the reactor building. The method used is calculation of reactor source term and direct measurement of gas release from the reactor stack. The source term analysis showed that the fission product accumulated in the reactor core at the start of operation was 4.838 ´ 106 Ci, after of 5 hours operation it became 3.614 ´ 108 Ci, and after 24 hours decay, the fission product became 4.727 ´ 106 Ci. The N16 activity inside the reactor building is 4.1 ´ 10-10 μCi/cm3 and the Ar41 escaping to the atmosphere is 5.7 ´ 10-12 mCi/cm3, which is lower than limit value for radiation worker of 2 ´ 10-6 μCi/cm3. A sample case by using March 2009 data, the value of ground level concentration on variable distance x = 100 m to 5.000 m, was 9.726 ´ 10-19 rad/m3, rise up to 6.303 ´ 10-14 rad/m3 and tends to decrease to 1.598 ´ 10-15 rad/m3 at distance 5,000 m. Whiles the direct observation on the upper reactor stack show that the radiation exposure is 2.33 ´ 10-9 rad/s, exit velocity of gas from stack is 8 m/s, absolute temperature effluent of gas is 26.2 oC, and outlet diameter of stack, d = 1 m and actual stack height 31.75 m. Based on safety limit criteria from national regulation (BAPAETEN), the values of radiation exposure, ground level concentration combined with atmosphere stability and demography factor was very safe for the actual condition of Kartini reactor site. Keywords: safety performance, Kartini reactor, source term, ventilation system
ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR KARTINI BERDASAR KEJADIAN PEMICU YANG DIPOSTULASIKAN
Full text linkANALISIS KESELAMATAN REAKTOR KARTINI BERDASAR KEJADIAN PEMICU YANG DIPOSTULASIKAN.Berdasarkan analisis kejadian pemicu yang dipostulasikan maka ada 8 kejadian yang dipostulasikan (PostulatedInitiating Event) : seperti kehilangan catu daya listrik, kegagalan sistem scram, kehilangan aliran pendingin,kehilangan pendingin, kegagalan transfer cask, kejadian internal/eksternal dan kesalahan manusia. Dari 8 kejadiantersebut, hanya satu kejadian yang menyebabkan terlepasnya bahan radioaktif dari seluruh sistem bahan bakar kelingkungan yaitu kejadian gagalnya sistem pemindah bahan bakar (transfer cask). Urutan kejadiannya adalahtransfer cask jatuh di atas teras reaktor dan mengakibatkan seluruh kelongsong bahan bakar pecah lalu diikutidengan hilangya seluruh air tangki reaktor sehingga seluruh inti hasil belah gas yang ada di celah bahan bakar lepaske lingkungan. Analisis terlepasnya bahan radioaktif ke lingkungan menggunakan paket program dengan bahasaTurbo Pascal dan lama eksekusi 5 menit. Dari hasil analisis diperoleh bahwa dosis radiasi gamma yang diterimaoleh penduduk pada saat 2 jam setelah terjadi kecelakaan pada radius 33 meter adalah 25 rem dan dosis iodinadalah 300 rem berarti proses evakuasi sangat sederhana karena tidak melibatkan penduduk di sekitar kawasanP3TM
Variations on the Author
Full text link“Variations on the Author” discusses two of Eduardo Coutinho’s recent films (Um Dia na Vida, from 2010, and Últimas Conversas, posthumously released in 2015) and their contribution to the general question of documentary authorship. The director’s filmography is characterized by a consistent yet self-effacing form of authorial self-inscription: Coutinho often features as an interviewer that rather than express opinions propels discourses; an interviewer that is good at listening. This mode of self-inscription characterizes him as an author who is not expressive but who is nonetheless markedly present on the screen. In Um Dia na Vida, however, Coutinho is completely absent form the image, while Últimas Conversas, on the contrary, includes a confessional prologue that moves the director from the margins to the center of his films. This article examines the ways in which these works stand out in the filmography of a director who offers new insights into the notion of cinematic authorship
PROGRAM SIMULASI PERHITUNGAN POPULASI FLUKS NEUTRON DALAM TERAS REAKTOR NUKLIR
No full textProgram simulasi perhitungan fluks neutron dalam teras reaktor nuklir memiliki input berupa fraksi neutronkasip (β), konstanta peluruhan (λ), reaktivitas (ρ), umur satu generasi neutron (l ) dan waktu (t). Data tersebutdiolah untuk menyusun suatu persamaan karakteristik guna memperoleh akar-akar persamaan karakteristik (wj)dan residu (Aj). wj dan Aj digunakan dalam membentuk persamaan populasi fluks neutron terhadap fungsi waktu(nt/n0). Output dari program ini berupa populasi fluks neutron terhadap fungsi waktu yang ditampilkan dalambentuk angka maupun grafik. Pengujian dilakukan salah satunya dengan memasukkan data β dan λ dari isotopU235, ρ dan l masing-masing sebesar 0,002 dan 0,001 s. Hasil pengujian menunjukkan nilai nt/n0 saat t = 0 ssebesar 0,07088 dan mengalami peningkatan yang signifikan saat t = 55 s menjadi 1,31444 dan saat t = 150 smenjadi 167,21324. Hal ini sesuai dengan pernyataan bahwa bila ρ > 0 maka grafik populasi fluks neutronterhadap waktu cenderung menjauhi nol
- …
