Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi (SNATI) Ganendra: Majalah IPTEK Nuklir
Syarip Syarip
Unknown Affiliation
Computer Science & IT Other

Published : 5 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 5 Documents
Search

 1 
PROGRAM SIMULASI PERHITUNGAN POPULASI FLUKS NEUTRON DALAM TERAS REAKTOR NUKLIR Bagus Tri Atmoyo; Syarip Syarip; Supriyono Supriyono
Seminar Nasional Aplikasi Teknologi Informasi (SNATI) 2011
Publisher : Jurusan Teknik Informatika, Fakultas Teknologi Industri, Universitas Islam Indonesia

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Program 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.
GASEOUS RELEASES EVALUATION AND SAFETY PERFORMANCE IMPROVEMENT OF KARTINI RESEARCH REACTOR VENTILATION SYSTEM Syarip Syarip; Widyatmaka Susyanta; Hadi Kusuma
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 14 Nomor 2 Juli 2011
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (508.285 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2011.14.2.32

Abstract

GASEOUS 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 Yohannes Sardjono; Eko Priyono; Syarip Syarip
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 8 Nomor 2 Juli 2005
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (204.521 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2005.8.2.182

Abstract

ANALISIS 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.
STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI Edi Trijono Budisantoso; Syarip Syarip
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 5 Nomor 1 Januari 2002
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (134.905 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2002.5.1.207

Abstract

STUDI 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.
EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be Syarip Syarip
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 5 Nomor 1 Januari 2002
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (229.089 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2002.5.1.210

Abstract

EKSPERIMEN 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.
Co-Authors Bagus Tri Atmoyo Edi Trijono Budisantoso Eko Priyono Hadi Kusuma Supriyono Supriyono Widyatmaka Susyanta Yohannes Sardjono