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
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Perangkat Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy
Jurnal Perangkat Nuklir (Journal of Nuclear Equepments), terbit dua kali setiap tahun bulan Mei dan November sejak 2007. Partisipasi aktif berupa saran dan pendapat maupun kritik yang bersifat membangun sangat diharapkan untuk meningkatkan kualitas jurnal. Alamat: Gedung 71, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, Indonesia, Telepon: (021) 7560896, Penerbit: Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN
Arjuna Subject : -
Articles 7 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011" : 7 Documents clear
PEREKAYASAAN BRACHYTHERAPY MEDIUM DOSERATE Atang Susila; Ari Satmoko; Ahmad Rifai; Kristiyanti Kristiyanti
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (160.954 KB)

Abstract

DEVELOPMENT OF BRACHYTHERAPY MEDIUM DOSERATE . Brachytherapy has proven to be an effective treatment for different types of cancers and it become a common treatment modality in most radiotherapy clinics. PRPN has had experience in development of Low Dose Rate Brachytherapy for cervic cancer treatment. However the treatment process using LDR device needs 5 hours which makes the patient feel uncomfort. Therefore PRPN develops Medium Dose Rate Brachytherapy with radiation activity not more than 5 Currie. By using this system the expsure time will be shorter. The project is divided into two stages. Purchasing of TPS software and TDS design are held in 2010, and the construction will be in 2011. PEREKAYASAAN BRACHYTHERAPY MEDIUM DOSERATE. Brachytherapy telah menjadi suatu pengobatan yang efektif dari berbagai jenis kanker dan merupakan suatu modalitas pengobatan yang umum pada kebanyakan kilinik-klinik radiotherapi. PRPN telah memiliki pengalaman dalam pengembangan brachytherapy tipe Low Dose Rate (LDR)untuk terapi kanker servik (leher rahim). Namum proses penyinaran menggunakan tipe LDR dibutuhkan waktu lebih dari 5 jam sehingga kurang nyaman bagi pasien. Oleh karena itu PRPN mengembangkan brachytherapy tipe Medium Dose rate (MDR) dengan aktivitas sumber tidak lebih dari 5 Currie. Dengan sistem ini, diharapkan waktu penyinaran menjadi lebih pendek. Kegiatan ini dibagi menjadi dua tahun. Tahun 2010 terdiri dari pengadaan perangkat lunak TPS dan desain Treatment Delivery System (TDS) dan konstruksi tahun 2011.  
SISTEM MONITORING MATERIAL CLOGGING PADA REAKTOR LOW LINIER DENSITY POLYETHYLENE DENGAN RADIASI GAMMA Rony Djokorayono; Indarzah Masbatin Putra; Usep Setia Gunawan
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (153.774 KB)

Abstract

MATERIAL CLOGGING MONITORING SYSTEM IN LOW LINIER DENSITY POLYETHYLENE REACTOR USING GAMMA RADIATION. The clogging monitor system of LLDPE (Low linier density polyehilene) has been constructed using absorption gamma radiation methode. The gamma source 137Cs puts in the centre of the proces LLDPE Reactor and the detectors system (12 detectors) install serounding outside of the LLDPE Reactor process. The detectors system are connected to data acqusition and a computer system, is used to produce two dimentional topography profile. The advantage of this system is both non contact and on line clogging mesurement of reactor process. So it can predict clogging material in advance   SISTEM MONITORING MATERIAL CLOGGING PADA REAKTOR LOW LINIER DENSITY POLYETHYLENE DENGAN RADIASI GAMMA. Telah dikonstruksi sistem monitor clogging reaktor proses pada pembuatan biji plastik jenis LLDPE (low linier density polyethilene) menggunakan metoda absorpsi radiasi gamma. Dengan menempatkan sumber radiasi gamma tepat ditengah bejana (reaktor) proses, sedangkan pancaran radiasi gamma yang keluar dari sumber gamma jenis 137Cs itu, dideteksi oleh detektor yang berada disekeliling luar bejana proses, yang berjumlah 12 unit detektor, hasil dari pengolahan signal dari ke duabelas detektor oleh komputer memberikan informasi dinamis keadaan material proses didalam bejana (reaktor) proses, Sedangkan profil tampilan monitor hasil pengukuran berbentuk topografi dua dimensi. Keunggulan sistem ini bila dibandingkan sistem yang lain yaitu dapat digunakan secara on line untuk memonitor fluktuasi meterial didalam bejana proses tanpa kontak langsung dengan material proses dan sekaligus dapat digunakan untuk memprediksi kemungkinan terjadinya clogging pada saat proses berlangsung
RANCANGAN KENDALI KECEPATAN WINCH ACTUATOR PADA PERANGKAT DETEKSI GAMMA GEOPHYSIC LOGGING Firman Silitonga; Rony Djokorayono
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (210.335 KB)

Abstract

A DESIGN OF WINCH ACTUATOR SPEED CONTROL ACTUATOR ON THE GAMMA DETECTION DEVICE GEOPHYSIC LOGGING.The detection device consists of a detection system, data acquisition system and winch control system actuators. The winch speed actuator controller is for controlling the speed of detector 6 meters/minute and capable of carrying 20 kg load as far as 500 meters into the under ground using an electric motor .The purpose of this design is to determine and to select the electric motor according to speed control of winch actuator desired. The method of the design is using these used data to determine the motor power, motor rotation, and speed winch actuator used . A DC series motor of 1/20 HP, 24 V, 1140 RPM is the motor is provided with settings to the motor power supply voltage from 12 V up to 24 V and resistance from 0 W up to 12 W respectively. The resistance is connected in series with motor yoke. RANCANGAN KENDALI KECEPATAN WINCH ACTUATOR PADA PERANGKAT DETEKSI GAMMA GEOPHYSIC LOGGING. Perangkat deteksi ini terdiri dari sistem deteksi, sistem data akusisi dan sistem kendali winch aktuator. Kendali kecepatan winch aktuator ini untuk mengendalikan kecepatan 6 meter/menit dan mampu untuk membawa beban 20 kg kedalam tanah sejauh 500 meter menggunakan motor listrik. Tujuan rancangan ini untuk menentukan dan pemilihan motor sesuai dengan kendali kecepatan winch actuator yang diinginkan. Metoda rancangan ini menggunakan data yang tersedia sehingga dapat dihitung daya motor, tegangan motor, dan putaran motor, dan kecepatan winch actuator yang digunakan. Motor DC yang digunakan 1/20 HP, 24 V, 1140 RPM, dilengkapi dan pengaturan tegangan catu daya ke motor dari 12 V- 24 V.dan pengaturan resistansi dari 0 W - 12 W terpasang seri dengan resistansi jangkar motor
ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG Hendra Prihatnadi; Budi Santoso
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (179.931 KB)

Abstract

In the primary cooling system installation TRIGA 2000 reactor, grafting piping system using flange connection for connecting or demolition if necessary. This connection includes a connection pipe to the fittings, valves, equipment, or other separate parts in the piping system. Analysis of flange force on the primary coolant piping system of the TRIGA 2000 reactor was performed with stress analysis software CAESAR II. The steps required in the analysis include data collection for model input, modeling, static analysis. Analysis of flange strength using the "Flange as the weakest part philosophy" with full term rating that is used when pressure-temperature values ​​specified in ASME B16.5 is taken as Maximum allowable working pressure (MAWP) in the primary reactor coolant system piping TRIGA 2000. Analysis of flange force that removed in the 2000 Bandung TRIGA reactor at the primary discharge piping system. From the calculation results obtained that the flange is eligible in accordance with the MAWP for the temperature and operating pressure of the TRIGA 2000 reactor primary system. Dalam instalasi sistem pendingin primer reaktor TRIGA 2000, sistem penyambungan pemipaannya menggunakan sambungan flange untuk menghubungkan atau pembongkaran apabila diperlukan. Sambungan ini meliputi sambungan pipa ke fitting, katup, equipment, atau bagian lainnya yang terpisah dalam sistem pemipaan. Analisis kekuatan flange pada sistem pemipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000 dilakukan dengan bantuan perangkat lunak analisa stress CAESAR II. Langkah-langkah yang dibutuhkan dalam analisis meliputi pengumpulan data untuk input model, pemodelan, analisis statik. Analisis kekuatan flange menggunakan metode “Flange as weakest part philosophy” dengan istilah full rating yang dipakai bila nilai pressure-temperature tertentu pada ASME B16.5 diambil sebagai Tekanan Kerja Maksimum yang diijinkan atau Maximum Allowable Working Pressure (MAWP) pada sistem perpipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000. Analisa kekuatan flange yang dilalukan di reaktor TRIGA 2000 Bandung yaitu pada bagian discharge sistem pemipaan primer. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa flange memenuhi syarat sesuai dengan MAWP untuk suhu dan tekanan operasi sistem primer reaktor TRIGA 2000.
RANCANG BANGUN PROTOTIPE TUNGKU PEMBAKAR SAMPAH RADIOAKTIF Margono Margono; Henky Poedjo Rahardjo
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (426.999 KB)

Abstract

DESIGN AND CONSTRUCTION OF RADIOACTIVE WASTE INCINERATOR PROTOTYPE. Various experiments in nuclear research and development laboratoratoty are always inseparable from the use of objects of work, whether in the form of equipment, or materials which are directly or indirectly interact with radioactive substances. Workpiece used in these laboratory activities, in time will not be used again, and will become an outcast garbage. The waste has been contaminated with radioactive then classified as radioactive waste. Radioactive waste can not be directly discharged into the environment, especially if the activity was still above the permitted levels (above the background exposure). Therefore, storage and processing needs to be made in advance so as not to pollute the environment. Storage of radioactive waste in the form of restricted shelters retaining walls, for radioactive radiation emitted by radioactive waste is not free to exit. The problem is if the volume of stored radioactive waste is will need a big room too. This will cause widespread radiation field so that the range of radioactive radiation activities became widespread. Similarly, the cost of providing storage to be expensive. To avoid the spread of radiation activity and the high cost of storage of radioactive waste, we need a process that can reduce waste, one of them is by burning. In this research proposed the creation of a prototype burner radioactive waste that is simple, safe and relatively inexpensive. The method used in the manufacture of radioactive incinerator was started by designing the combustion chamber, followed by manufacturing. This prototype is expected to reduce the waste volume as small as possible  RANCANG BANGUN PROTOTIPE TUNGKU PEMBAKAR SAMPAH RADIOAKTIF. Berbagai eksperimen dalam laboratorium litbang nuklir selalu tidak terlepas dari pemakaian benda-benda kerja, baik berupa peralatan, ataupun bahan yang secara langsung maupun tidak langsung berinteraksi dengan zat radioaktif. Benda kerja yang dipergunakan dalam kegiatan laboratorium tersebut, pada saatnya akan tidak dipergunakan lagi, dan akan menjadi sampah yang terbuang. Sampah tersebut karena telah tercemar zat radioaktif maka digolongkan sebagai sampah radioaktif. Sampah radioaktif tidak dapat langsung dibuang ke lingkungan, terutama jika aktivitasnya masih di atas batas yang diizinkan (di atas paparan latar belakang). Oleh karena itu perlu dilakukan penyimpanan dan pemrosesan terlebih dahulu agar tidak mencemari lingkungan. Tempat penyimpanan sampah radioaktif berupa tempat penampungan yang dibatasi dinding-dinding penahan, agar radiasi radioaktif yang dipancarkan sampah radioaktif tidak bebas keluar. Masalahnya jika volume sampah radioaktif yang disimpan besar, maka akan diperlukan ruangan yang besar pula. Hal ini akan menyebabkan meluasnya medan radiasi sehingga jangkauan aktivitas radiasi radioaktifnya menjadi luas. Demikian pula biaya penyediaan tempat penyimpanannya jadi mahal. Untuk menghindari meluasnya aktivitas radiasi dan mahalnya biaya tempat penyimpanan sampah radioaktif maka diperlukan suatu proses yang dapat mereduksi sampah tersebut, salah satunya yaitu dengan cara pembakaran. Dalam riset ini diusulkan pembuatan suatu prototipe pembakar sampah radioaktif yang sederhana, aman, relatif murah. Metoda yang digunakan dalam pembuatan pembakar sampah radioaktif ini dimulai dengan perancangan ruang bakar, dilanjutkan dengan pembuatan. Diharapkan prototipe ini dapat mereduksi volume sampah sekecil mungkin.
DESAIN DASAR PERANGKAT SCINTIGRAPHY WIRANTO BUDI SANTOSO
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (297.874 KB)

Abstract

The Basic Design of Scintigraphy Equipment. The basic design of scintigraphy equipment for imaging small organs has been made. The equipment is a mini gamma camera. The function of the equipment is provide images of metbolism process in a body organ. The result of the equipment can be used to diagnose an illness. Radiation detection from a body organ is designed using single scintillation crystal detector which is coupled to a position sensitive photomultiplier tube (PSPMT). With this basic design of scintigraphy equipment is expected that scintigraphy equipment engineering activity can be carried out. Desain Dasar Perangkat Scintigraphy. Telah dilbuat desain dasar perangkat scintigraphy untuk pencitraan organ tubuh berukuran kecil. Perangkat ini merupakan kamera gamma dalam bentuk mini. Perangkat ini berfungsi untuk menghasilkan citra proses metabolisme suatu organ tubuh. Keluaran dari perangkat ini digunakan untuk diagnosis suatu penyakit. Pendeteksian radiasi dari organ tubuh akan dilakukan dengan menggunakan detektor scintilasi kristal tunggal yang dihubungkan dengan tabung pengganda foton yang sensitif terhadap posisi datangnya radiasi (Position Sensitive Photo Multiplier Tube – PSPMT. Dengan adanya desain dasar perangkat scintigraphy ini diharapkan perekayasaan perangkat scintigraphy dapat dilaksanakan dengan lebih baik.
PENENTUAN DEGRADASI KEMAMPUAN SISTEM PEMIPAAN PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS Djaruddin Hasibuan; Yan Bony Marsahala; Putut Hery Setiawaan
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (205.706 KB)

Abstract

A DETERMINATION OF DEGRADATION CAPABLITY OF RSG-GAS PIPING SECONDARY COOLING SYSTEM. A research of degradation capabilities of RSG-GAS secondary cooling piping system has been done in G.A. Siwabessy Multy Purpose Reactor Serpong. The research involved hardness test and thickness inspection of the pipe wall. The results of the research are 139 BHN and 1,085 mm for minimum hardness and minimum thickness of the pipe wall respectively. Booth of these data were used to determine the current maximum stress of the pipe. The magnitude of degradation capablity is defined as the ratio of current stress and design time stress value. By knowing (measuring) the degradation capablity of the RSG-GAS secondary cooling system, better maintenance management system could be established in order to maintain safe and reliable operation of the reactor. PENENTUAN DEGRADASI KEMAMPUAN SISTEM PEMIPAAN PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS, Telah dilakukan penelitian penentuan degradasi kemampuan sistem pemipaan pendingin sekunder di Reaktor serba Guna-G.A.Siwabessy (RSG-GAS) Serpong. Penelitian yang dilakukan meliputi: pengujian kekerasan material dinding pipa dan inspeksi ketebalan dinding pipa. Hasil penelitian yang dilakukan, diperoleh nilai kekerasan minimum adalah 139 BHN dan tebal minimum pipa (tm) is 1,085 mm. Kedua data ini digunakan untuk menentukan degradasi kemampuan pada kondisi operasi normal saat ini. Perbandingan tegangan maksimum hasil penelitian ini dengan tegangan maksimum pada rancangan awal adalah merupakan besaran degradasi kemampuan sistem pemipaan tersebut. Dengan diketahuinya degradasi kemampuan sistem pemipaan pendingin sekunder ini, maka sistem managemen perawatan sistem pemipaan pendingin sekunder RSG-GAS dapat ditentukan, dan pengoperasian reaktor yang aman dan handal dapat dipertahankan.  

Page 1 of 1 | Total Record : 7

 1 

Filter by Year

2011 2011


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 10, No 2 (2016): Nopember 2016 Vol 10, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 9, No 01 (2015): juni 2015 Vol 9, No 2 (2015): Nopember 2015 Vol 8, No 2 (2014): Nopember 2014 Vol 8, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009 Vol 2, No 01 (2013): Mei 2008 Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 6, No 2 (2012): Nopember 2012 Vol 6, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 5, No 2 (2011): Nopember 2011 Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011 Vol 4, No 8 (2010): Nopember 2010 Vol 4, No 7 (2010): Mei 2010 Vol 1, No 2 (2007): Nopember 2007 More Issue