Garuda - Garba Rujukan Digital

STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Perhitungan laju dosis dapat ditentukan dengan 2 jenis metode perhitungan, yaitu metode deterministik dan metode stokastik. Untuk berbagai aplikasi keperluan praktis, metode deterministik lebih baik mengingat waktu perhitungan yang jauh lebih cepat dan pemodelan yang jauh lebih seder-hana daripada metode stokastik. Metode deterministik dapat dilakukan dengan menerapkan teknik penyelesaian „point kernel‟ sebagai basis perhitungan. Salah satu program computer (code) yang mengadopsi teknik tersebut dan telah digunakan secara luas adalah QAD-CGGP-A. Selain dengan code, dewasa ini juga telah banyak dikembangkan program aplikasi sejenis yang bisa diakses dari personal komputer ataupun gadget seperti program aplikasi freeware “Rad Pro Calculator versi 3.26“ dan aplikasi android “Radiation Calculator”. Penelitian ini dilakukan dengan menggunakan code QAD-CGGP-A, program aplikasi Rad Pro Calculator dan Radiation Calculator untuk menghitung laju dosis gamma pada suatu sumber radiasi berbentuk sumber titik isotropik. Hasil perhitungan diverifikasikan dengan hasil perhitungan teoritis berdasarkan persamaan aproksimasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menghitung penetrasi sumber gamma dalam bentuk laju dosis sumber standar Co-60 sebagai sumber titik isotropik dan juga untuk mengetahui dan memverifikasi sejauh mana komparasi hasil perhitungan berbasis program aplikasi dengan perhitungan teoritis. Secara umum, hasil perhitungan laju dosis dengan ketiga program menunjukkan hasil yang lebih kecil da-ripada hasil perhitungan teoritis berdasarkan rumus aproksimasi. Hasil perhitungan laju dosis dengan aplikasi Radiation Calculator memiliki perbedaan sekitar 11 %, sedangkan hasil perhitungan QAD-CGGP-A dan Rad. Pro Calculator memiliki perbedaan sekitar 26% dengan hasil teoritis.

PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM Anis Rohanda; Ardani Ardani
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Sumber radiasi gamma saat reaktorberoperasi adalah gamma tangkapan radiatif, gamma hasil fisi spontan dan gamma hasil peluruhanradionuklida dalam bentuk produk aktivasi, aktinida & anak luruhnya dan produk fisi. Salah satukarakteristik penting dari radiasi gamma yang berguna untuk desain perisai radiasi di sekitar terasreaktor sehingga menunjang keselamatan radiasi adalah intensitas sumber gamma (foton/s).Intensitas sumber gamma dalam bentuk tangkapan radiatif dan pembelahan spontan ditentukansecara analitik sedangkan intensitas sumber gamma peluruhan ditentukan dengan menggunakanORIGEN2.1. Salah satu bentuk persiapan awal dari kajian desain perisai radiasi untuk reaktor risetbaru berbahan bakar uranium molibdenum (UMo) yang dicanangkan dalam renstra BATAN 2010 –2014 adalah dengan menyiapkan data intensitas atau kuat sumber gamma. Penelitian dilakukandengan memvariasi densitas bahan bakar UMo untuk mengetahui pengaruh densitas terhadapintensitas sumber gamma. Densitas UMo divariasi mulai dari 5,92 g/cc hingga 9,47 g/cc. Hasilanalisis menunjukkan bahwa pada daya tetap, intensitas gamma dari jalur hasil peluruhanradionuklida memberikan kontribusi lebih besar dibandingkan jenis gamma lainnya dan semakintinggi densitas bahan bakar UMo maka intensitas sumber gammanya semakin kecil dengan intensitasgamma terkecil 1,01 × 1019 foton/detik pada densitas 9,47 g/cc.

ANALISIS REAKTIVITAS RACUN XENON-135 TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA 2,96 gU/cc PADA DAYA 15 MWth MENGGUNAKAN ORIGEN2.1 TERKOREKSI. Anis Rohanda; Pudjijanto Pudjijanto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.2.2951

Dalampengoperasian teras RSG-GAS berbahan bakar silisida kerapatan tinggi, reaktivitas merupakan salah satuparameter neutronik yang penting untuk diketahui, terutama reaktivitas yang diakibatkan oleh peracunan Xe-135dalam teras. Saat ini RSG-GAS menggunakan bahan bakar silisida 2,96 gU/cc dan dioperasikan pada daya 15MWth. Perhitungan reaktivitas Xe-135 teras BOC (Beginning of Cycle) RSG-GAS berbahan bakar silisida 2,96gU/cc telah dilakukan dengan menggunakan kode komputer ORIGEN2.1 dengan lama operasi 48 jam dan waktupemadaman 72 jam. Nilai reaktivitas negatif Xe-135 sebanding dengan konsentrasi Xe-135 yang dihasilkan.Konsentrasi Xe-135 diperoleh dari hasil keluaran ORIGEN2.1 dengan basis perhitungan 1 kelompok deplesi danpeluruhan radioaktif. Hasil perhitungan reaktivitas memberikan hasil yang mendekati dengan hasil analisisXenSam hanya pada suku pembentukan Xe-135 (suku pembakaran). Telah dilakukan pula koreksi terhadapperhitungan reaktivitas pada suku peluruhan Xe-135 dengan ekstrapolasi hasil eksperimen yang menunjukkanhasil yang cukup mendekati. Dengan menggunakan koreksi hasil tersebut dapat ditentukan waktu mati reaktoryang berguna dalam menentukan kapan reaktor dapat beroperasi kembali setelah mengalami pemadaman.

KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1325

KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWe ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP. Reaksi pembelahan (fisi) menghasilkan sejumlah nuklida hasil fisi yang terkumpul pada teras reaktor. Kumpulan dari unsur-unsur hasil fisi, atau disebut sebagai ‘inventori’ hasil fisi mempunyai beberapa karakteristik yang sangat penting untuk diketahui seperti : konsentrasi (massa), aktivitas, jenis inventori, dan daya termal. Untuk itu perlu dilakukan perhitungan inventori hasil fisi pada teras reaktor. Perhitungan inventori hasil fisi dapat dilakukan dengan menggunakan kode komputer (computer code) seperti ORIGEN2.1 dan ORIGEN-ARP. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui komparasi atau perbandingan hasil analisis antara ORIGEN2.1 dengan ORIGEN-ARP dalam hal karakteristik massa (gram), radioaktivitas (Curie), dan daya termal (Watt). Hasil penelitian ini juga bermanfaat untuk memperkaya wawasan dan pengetahuan tentang cara menganalisis inventori hasil fisi yang terbentuk dalam teras reaktor daya. Perhitungan ini dilakukan pada basis reaktor daya PLTN tipe PWR kelas 1000 MWe setelah satu siklus operasi. Hasil analisis dengan code ORIGEN-ARP menunjukkan bahwa jumlah nuklida inventori yang dihasilkan lebih banyak daripada hasil analisis dengan code ORIGEN2.1. Perbedaan hasil keluaran ORIGEN-ARP dengan ORIGEN2.1 terutama pada hasil keluaran massa produk fisi, radioaktivitas inventori dan daya termal. Untuk kategori massa produk fisi, perbedaan terhadap hasil keluaran ORIGEN2.1 mulai dari yang terkecil adalah 0,06% (Sm-150) dan terbesar 48,43% (Sm-148) dan tidak ada perbedaan signifikan untuk massa produk aktivasi. Untuk hasil radioaktivitas, perbedaannya mulai dari 2,94 % (unsur Strontium, Sr) hingga 407,73% (unsur Palladium, Pd). Sedangkan untuk hasil daya termal, perbedaannya mulai dari 1,49 % (unsur Barium, Ba) hingga 114,42% (unsur Palladium, Pd).Kata Kunci : Inventori, PWR, ORIGEN2.1, ORIGEN-ARP

Title

Found 4 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 4 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 4 Documents
Search