cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 1411240X     EISSN : 25279963     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir "TRI DASA MEGA" adalah forum penulisan ilmiah tentang hasil kajian, penelitian dan pengembangan tentang reaktor nuklir pada umumnya, yang meliputi fisika reaktor, termohidrolika reaktor, teknologi reaktor, instrumentasi reaktor, operasi reaktor dan lain-lain yang menyangkut reaktor nukli. Frekuensi terbit tiga (3) kali setahun setiap bulan Februari, Juni dan Oktober.
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014" : 5 Documents clear
APLIKASI TEKNIK AAN DI REAKTOR RSG-GAS PADA PENENTUAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DI DALAM IKAN DAN PAKAN IKAN Saeful Yusuf
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (352.165 KB)

Abstract

Pada makalah ini diuraikan tentang aplikasi teknik AAN (Analisis Aktivasi Neutron) dalam penentuan konsentrasi unsur-unsur esensial dan cemaran yang terkandung di dalam beberapa spesies ikan dan pakan ikan. Unsur-unsur esensial yang terkandung dalam pakan ikan buatan juga dianalisis untuk mengetahui pengaruhnya terhadap ikan. Penentuan unsur menggunakan teknik AAN dengan metode perbandingan dan metode k0-AAN. Sampel diiradiasi di reaktor RSG-GAS yang memiliki fluks neutron thermal 5 x 1013 n.cm-2.s-1 pada daya 15 MW. Hasil penelitian menunjukkan bahwa 12 unsur di dalam 11 spesies ikan air laut dan air tawar telah ditentukan yaitu As, Br, Cr, Co, Cs, Fe, Hg, K, Na, Rb, Se and Zn. Konsentrasi cemaran As didalam ikan laut sudah melampaui batas maksimum 1 mg/kg, sedangkan konsentrasi cemaran Hg masih dibawah batas maksimum 0,5 mg/kg, baik untuk ikan laut maupun ikan air tawar. Unsur K dan Na merupakan unsur makroesensial sedangkan unsur Cr, Co, Fe, Se and Zn adalah termasuk unsur mikroesensial. Secara umum ditunjukkan bahwa kandungan mineral didalam ikan laut lebih tinggi konsentrasinya dibandingkan ikan air tawar. Br, Cs dan Rb merupakan unsur-unsur non esensial yang teridentifikasi dalam semua ikan yang dianalisis. Penelitian terhadap pakan ikan air tawar menunjukkan bahwa semua unsur yang teridentifikasi juga terdapat di dalam ikan laut dan ikan air tawar. Hal ini menunjukkan bahwa pakan ikan berkontribusi terhadap konsentrasi unsur di dalam ikan air tawar.Kata kunci : Analisis aktivasi neutron, unsur esensial, unsur cemaran, ikan, pakan ikan This paper reported on the application of NAA (Neutron Activation Analysis) Technique in the determination of the concentration of the essential and toxic elements in some species of fish and fish feed. Determination of elements using instrumental NAA technique with comparison and k0-INAA methods. Samples were irradiated in the RSG-GAS which has a thermal neutron flux  5.0E +13 ncm-2s-1. The results showed that as many as 12 elements in 11 species of fish in the sea water and fresh water has been determined that As, Br, Cr, Co, Cs, Fe, Hg, K, Na, Rb, Se and Zn. For toxic elements, As concentrations in marine fish has exceeded the maximum limit of 1 mg / kg, Hg concentrations were still below the maximum limit of 0.5 mg / kg, both for marine fish and fresh water fish. K and Na elements is the macro esensial element while Cr, Co, Fe, Se and Zn elements are micro esensial elements. The concentration of minerals in marine fish higher concentration than fresh water fish. Br, Cs, and Rb are non-essential elements were identified in all analyze fish. The results also showed that all of the elements identified in the fish feed contained in fish. This suggests that fish feed contributes to the concentration of elements in freshwater fish. Keywords : Neutron activation analysis, essential element, toxic element, fish, fish feed
DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro; Tagor Malem Sembiring
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (361.565 KB)

Abstract

Berdasarkan dokumen kriteria pengguna dan fungsi utamanya, Reaktor Riset Inovatif (RRI) dipersyaratkan dapat menghasilkan fluks neutron termal maksimum 1×1015 neutron cm-2s-1. Hal ini diperlukan agar reaktor RRI dapat digunakan untuk target yang membutuhkan fluks neutron tinggi. Dalam penelitian sebelumnya diperoleh bahwa desain reaktor RRI tidak mungkin menghasilkan fluks neutron tersebut jika menggunakan bahan bakar seperti yang digunakan reaktor RSG-GAS. Hal ini diduga karena dimensinya terlalu besar, mengingat fluks neutron berbanding terbalik dengan volume teras. Tujuan penelitaian ini adalah untuk mendapatkan desain teras alternatif reaktor RRI yang memenuhi persyaratan fluks neutron termal tersebut. Alternatif bahan bakar yang dipilih adalah yang dipakai di reaktor JMTR (Japan Material Testing Reactor) yang berdimensi lebih kecil dibanding reaktor RSG-GAS. Disamping itu tinggi aktif teras divariasi 70 cm dan 75 cm. Desain teras dilakukan dengan perangkat analaitik WIMS-D5B, Batan-FUEL dan Batan-3DIFF. Teras alternatif menggunakan konsep konfigurasi teras kompak 5×5 dengan 4 elemen kendali jenis follower. Berdasarkan hasil perhitungan ada 3 (tiga) teras alternatif yang dapat memenuhi persyaratan tersebut, termasuk teras menggunakan bahan bakar reaktor RSG-GAS dengan menambah tinggi aktifnya menjadi 70 cm dari 60 cm. Dengan menganalisis seluruh aspek, keselamatan serta efisiensi dan efektivitas reaktor, maka teras alternatif dengan bahan bakar tipe JMTR dengan tinggi aktif 70 cm merupakan teras alternatif yang terbaik.Kata kunci: neutronik, teras kompak, reaktor riset inovatif, fluks neutron termal tinggi   Based on its User Requirement Document and main function, RRI shall be able to provide a maximum thermal neutron flux of 1×1015 neutron cm-2s-1. The reason is that the RRI reactor can serve targets requiring a high neutron flux. From the previous results it was obtained that RRI design using fuel of RSG-GAS type was not possible to produce that high neutron flux. One among other reasons is that the geometry dimension is the large, as the neutron flux is inversely proportional to core volume. The objective of the study is to find an alternative core for RRI which meets the high neutron flux requirement. It was chosen an alternative fuel element one like used in JMTR (Japan Material Testing Reactor) that has smaller dimension compared to that of the RSG-GAS reactor. Besides that, active core’s height was also varied for 70 cm and 75 cm. Design was carried out by means of analytic codes WIMS-D5B, Batan-FUEL and Batan-3DIFF. Alternative core applied compact core configuration concept of 5×5 with 4 follower control elements. The calculations resulted 3 (three) alternative cores fulfill the requirement, including core using RSG-GAS fuel type but of 70 cm height instead of 60 cm. Through analyzing from over all aspects of core safety and efficiency as well as effectively, core using JMTR fuel type with height of 70 cm represent the best alternative core. Key words: neutronics, compact core, innovative research reactor, high thermal neutron flux.
PEMODELAN KOLIMATOR DI RADIAL BEAM PORT REAKTOR KARTINI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Bemby Yulio Vallenry; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (561.819 KB)

Abstract

Salah satu metode terapi kanker adalah Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). BNCT memanfaatkan tangkapan neutron oleh 10B yang terendapkan pada sel kanker. Keunggulan BNCT dibandingkan dengan terapi radiasi lainnya adalah tingkat selektivitas yang tinggi karena tingkatannya adalah sel. Pada penelitian ini dilakukan pemodelan kolimator di radial beamport reaktor Kartini sebagai dasar pemilihan material dan manufature kolimator sebagai sumber neutron untuk BNCT. Pemodelan ini dilakukan dengan simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Particle versi 5 (MCNP 5). MCNP 5 adalah suatu paket program untuk memodelkan sekaligus menghitung masalah transpor partikel dengan mengikuti sejarah hidup neutron semenjak lahir, bertranspor pada bahan hingga akhirnya hilang karena mengalami reaksi penyerapan atau keluar dari sistem. Pemodelan ini menggunakan variasi material dan ukurannya agar menghasilkan nilai dari tiap parameter-parameter yang sesuai dengan rekomendasi I International Atomic Energy Agency (IAEA) untuk BNCT, yaitu fluks neutron epitermal (Фepi) > 9 n.cm-2.s-1, rasio antara laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal (Ḋf/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara laju dosis gamma dan fluks neutron epitermal (Ḋγ/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara fluks neutron termal dan epithermal (Фth/Фepi) < 0,05 dan rasio antara arus dan fluks neutron epitermal (J/Фepi) > 0,7. Berdasarkan hasil optimasi dari pemodelan ini, material dan ukuran penyusun kolimator yang didapatkan yaitu 0,75 cm Ni sebagai dinding kolimator, 22 cm Al sebagai moderator dan 4,5 cm Bi sebagai perisai gamma. Keluaran berkas radiasi yang dihasilkan dari pemodelan kolimator radial beamport yaitu Фepi = 5,25 x 106 n.cm-2s-1, Ḋf/Фepi =1,17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1,70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1,51 dan J/Фepi = 0,731. Berdasarkan penelitian ini, hasil optimasi 5 parameter sebagai persyaratan kolimator untuk BNCT yang keluar dari radial beam port tidak sepenuhnya memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar tercapainya persyaratan IAEA.Kata kunci: BNCT, radial beamport, MCNP 5, kolimator  One of the cancer therapy methods is BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). BNCT utilizes neutron nature by 10B deposited on cancer cells. The superiority of BNCT compared to the rradiation therapy is the high level of selectivity since its level is within cell. This study was carried out on collimator modelling in radial beam port of reactor Kartini for BNCT. The modelling was conducted by simulation using software of Monte CarloN-Particle version5 (MCNP 5). MCNP5 is a package of the programs for both simulating and calculating the problem of particle transport by following the life cycle of a neutron since its birth from fission reaction, transport on materials, until eventually lost due to the absorption reaction or out from the system. The collimator modelling used materials which varied in size in order to generate the value of each of the parameters in accordance with the recommendation of the IAEA, the epithermal neutron flux (Фepi) > 1.0 x 109n.cm-2s-1, the ratio between the neutron dose rate fast and epithermal neutron flux (Ḋf/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio of gamma dose rate and epithermal neutron flux (Ḋγ/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio between the thermal and epithermal neutron flux (Фth/Фepi) < 0.05 and the ratio between the current and flux of the epithermal neutron (J/Фepi) > 0.7. Based on the results of the optimization of the modeling, the materials and sizes of the collimator construction obtained were 0.75 cm Ni as collimator wall, 22 cm Al as a moderator and 4.5 cm Bi as a gamma shield. The outputs of the radiation beam generated from collimator modeling of the radial beam port were Фepi = 5.25 x 106 n.cm-2.s-1, Ḋf/Фepi = 1.17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1.70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1.51 and J/Фepi = 0.731. Based on this study, the results of the beam radiation coming out of the radial beam port did not fully meet the criteria recommended by the IAEA so need to continue this study to get the criteria of IAEA. Keywords: BNCT, radial beamport, MCNP 5, collimator
KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY Julwan Hendry Purba; D.T. Sony Tjahyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (312.19 KB)

Abstract

Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan. Penggunaan data jenerik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas. Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian. Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.Kata kunci: Analisis pohon kegagalan, analisis ketidakpastian, probabilitas fuzzy, hukum kombinasi fuzzy Fault tree analysis has been applied to evaluate nuclear power plant safety systems. To perform this analysis, component reliabilities need to be provided well in advance. Since working environment can affect component reliability, it is necessary to directly collect such data from the safety system being evaluated. However, due to lack of resources, such data may be unattainable. Hence, the use of generic data cannot be avoided. Unfortunately, generic data will add uncertainty to the analysis. Monte Carlo simulation has been performed to evaluate such uncertainty. However, this method is not appropriate when components do not have probability distributions of their lifetime to failures. The aim of this study is to propose a new fault tree analysis method which implements fuzzy concepts for quantifying such uncertainty. In the proposed method, fuzzy probabilities represent basic, intermediate as well as top event probabilities and fuzzy combination rules are used to evaluate the overall uncertainty of the fault tree. The proposed method has been performed to evaluate failure probability of the AP1000 accumulator injection system and generate a probability distribution between 8.87E-12 and 8.87E-8 with the point median value of 8.87E-10. This result confirms that the proposed method is feasible to evaluate system fault tree when uncertainty raised by the lack of reliability data is the main focus of the analysis.Keywords: Fault tree analysis, uncertainty analysis, fuzzy probabilities, fuzzy combination rules
PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR Pande Made Udiyani; Sri Kuntjoro; D.T. Sony Tjahyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (350.207 KB)

Abstract

Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.Kata kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR Reactor safety assessment of nuclear power plants using probabilistic assessment methodology is most important in addition to the deterministic assessment. The methodology of Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the postulations beyond design basis accidentsof PWR AP - 1000 would be taken, and simulated at West Bangka sample site. The series of calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental site, exposure pathway modeling, analysis of radionuclide dispersion and transport phenomena in the environment, radionuclide deposition analysis, analysis of radiation dose, protection & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The results prove that the safety assessment using Level 3 PSA methodology is very effective and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident management especially for severe accidents or beyond design basis accidents of nuclear power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA. Keywords: Level 3 PSA, accident, PWR

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2014 2014


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 25, No 2 (2023): June 2023 Vol 25, No 1 (2023): February 2023 Vol 24, No 3 (2022): October 2022 Vol 24, No 2 (2022): June 2022 Vol 24, No 1 (2022): February (2022) Vol 23, No 3 (2021): October (2021) Vol 23, No 2 (2021): June 2021 Vol 23, No 1 (2021): FEBRUARY 2021 Vol 22, No 3 (2020): OCTOBER 2020 Vol 22, No 2 (2020): June 2020 Vol 22, No 1 (2020): February 2020 Vol 21, No 3 (2019): October 2019 Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019 Vol 21, No 1 (2019): February 2019 Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018 Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018 Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018 Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015 Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014 Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013 Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012 Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011 Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010 Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010 More Issue