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 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011" : 6 Documents clear
PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III+ MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5 Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo; Susyadi Susyadi; D.T. Sony Tjahyani; Hendro Tjahjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (741.617 KB)

Abstract

Reaktor daya PWR AP1000 yang didesain oleh Westinghouse adalah reaktor Generasi III+ pertama yang telah menerima persetujuan desain dari U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Saat ini utilitas China telah memulai pembangunan beberapa unit AP1000 di dua tapak terpilih untuk rencana operasi pada 2013-2015. AP1000 sebagai desain PWR berdasarkan teknologi teruji dari desain PWR lainnya yang dibuat oleh Westinghouse dengan penguatan pada sistem keselamatan pasif dengan demikian dapat dipertimbangkan untuk dibangun di Indonesia bila mengacu pada persyaratan pada PP 43/2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir. Namun demikian, desain tersebut perlu diverifikasi oleh Technical Support Organization (TSO) independen sebelum dapat dibangun di Indonesia. Verifikasi dapat dilakukan menggunakan paket program RELAP5 dalam bentuk analisis kecelakaan. Selama ini analisis kecelakaan PLTN dilakukan untuk tipe PWR 1000 MWe dari generasi II atau tipe konvensional. Mengingat saat ini referensi yang menggambarkan teknologi AP1000 yang menyertakan teknologi keselamatan pasif sudah tersedia maka dilakukan kegiatan pemodelan yang nantinya dapat digunakan untuk melakukan analisis kecelakaan. Metode pengembangan model mengacu pada pedoman IAEA yang terdiri dari pengumpulan data instalasi, pengembangan engineering data dan penyusunan input deck, verifikasi dan validasi data input. Model yang berhasil dikembangkan secara umum telah mewakili sistem AP1000 secara keseluruhan dan dianggap sebagai model dasar. Model tersebut telah diverifikasi dan divalidasi dengan data desain yang terdapat pada referensi dimana respon parameter termohidraulika menunjukkan perbedaan hasil ± 3% selain untuk parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input deck yang diperoleh dapat dikembangkan lebih lanjut dengan mengintegrasikan pemodelan sistem keselamatan, sistem proteksi, dan sistem kendali yang spesifik AP1000 untuk keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.Kata kunci: pemodelan, Generasi III+, RELAP5.   Westinghouse’s AP1000 reactor design is the first Generation III+ nuclear power reactor to receive final design approval from the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Currently, the China’s utilities are starting construction several units of AP1000 on two selected sites for scheduled operation in 2013–2015. The AP1000, based on proven technology of Westinghouse-designed PWR with enhancement on the passive safety system, could be considered to be built in Indonesia referring to the requirements of government regulation No. 43/2006 regarding the Nuclear Reactor Licensing. To be accepted by the regulation agency, the design needs to be verified by independent Technical Support Organization (TSO), which can be done using RELAP5 computer code as accident analyses. Currently, NPP safety accident analysis is performed for PWR 1000 MWe of generation II or conventional type. Considering that nowadays references about the technology of AP1000 that includes passive safety technology has been available and assessed, a modeling activity used for future accident analyzes is introduced. Method for developing the model refers to IAEA guide consisting of plant data collection, engineering data and input deck development, and verification and validation of input data. The model developed should be considered preliminary but has been generally representing the AP1000 systems as the basic model. The model has been verified and validated by comparing thermalhidraulic parameter responses with design data in references with ± 13% deviation except for core pressure drop with 13% lower than design. As a basic model, the input deck is ready for further development by integrating safety system, protection system and control system model specified for AP1000 for purposes of safety simulation in detailed way. Keywords: Modeling, Generation III+ , RELAP5.
CORE DESIGNS OF ABWR FOR PROPOSED OF THE FIRST NUCLEAR POWER PLANT IN INDONESIA Yohannes Sardjono; Masanori Aritomi; Larry E. Fennern
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (255.238 KB)

Abstract

Indonesia as an archipelago has been experiencing high growth industry and energy demand due to high population growth, dynamic economic activities. The total population is around 230 million people and 75 % to the total population is living in Java. The introduction of Nuclear Power Plant on Java Bali electricity grid will be possible in 2022 for 2 GWe, using proven technology reactor like ABWR or others light water reactor with nominal power 1000 MWe. In this case, the rated thermal power for the equilibrium cycles is 3926 MWt, the cycle length is 18 month and overall capacity factor is 87 %. The designs were performed for an 872-fuel bundles ABWR core using GE-11 fuel type in an 9×9 fuel rod arrays with 2 Large Central Water Rods (LCWR). The calculations were divided into two steps; the first is to generate bundle library and the other is to make the thermal and reactivity limits satisfied for the core designs. Toshiba General Electric Bundle lattice Analysis (TGBLA) and PANACEA computer codes were used as designs tools. TGBLA is a General Electric proprietary computer code which is used to generate bundle lattice library for fuel designs. PANACEA is General Electric proprietary computer code which is used as thermal hydraulic and neutronic coupled BWR core simulator. This result of core designs describes reactivity and thermal margins i.e.; Maximum Linear Heat Generation rate (MLHGR) is lower than 14.4 kW/ft, Minimum Critical Power Ratio (MCPR) is upper than 1.25, Hot Excess Reactivity (HOTXS) is upper than 1 %Dk at BOC and 0.8 %Dk at 200 MWD/ST and Cold Shutdown Margin Reactivity (CSDM) is upper than 1 %Dk. It is concluded that the equilibrium core design using GE-11 fuel bundle type satisfies the core design objectives for the proposed of the firs Indonesia ABWR Nuclear Power Plant.Keywords: The first NPP in Indonesia, ABWR-1000 MWe, and core designs.   Indonesia adalah sebagai negara kepulauan yang laju pertumbuhan industri, energi, penduduk dan ekonominya cukup tinggi. Pada saat ini, jumlah penduduk Indonesia ada sekitar 230 juta dan 75 % dari jumlah penduduk tersebut tinggal di Pulau Jawa. Pada tahun 2022, dimungkinkan sistem jaringan Jawa-Bali dapat menerima beban 2 unit PLTN yang teknologinya sudah teruji seperti PLTN ABWR atau PLTN air ringan lainnya yang kapasitasnya masing-masing 1 GW. Untuk itu diambilah contoh perhitungan untuk PLTN ABWR pada siklus keseimbangan dengan daya termal 3926 MWt dan lama operasi 18 bulan dan kapasitas faktornya minimum 87 %. Desain ini telah dicapai dengan jumlah bahan bakar teras 872 bundel bahan bakar tipe GE-11 yang susunannya 9×9 batang bahan bakar yang ditengahnya ditempatkan 2 bahan bakar besar tiruan yang berisi air. Ada 2 langkah perhitungan; pertama adalah menggenerasikan pustaka data bundel bahan bakar dan selanjutnya digunakan untuk analisis termal dan reaktivitas dalam teras. Desain teras menggunakan kode komputer Toshiba General Electric Bundle Lattice Analysis (TGBLA) dan PANACEA. TGBLA adalah sebuah kode komputer yang dimiliki oleh General Electric Nuclear Energy untuk menggenerasikan pustaka data dalam sistem satuan cell dalam setiap batang bahan bakar dalam setiap bundle. PANACEA adalah kode komputer milik General Electric yang digunakan untuk analisis thermal hydraulic dan netronik yang digabung dalam simulator PLTN BWR. Hasil desain teras menguraikan tentang karakteristik termal dan reaktivitas teras seperti; laju maksimum pembangkitan panas linier (MLHGR) adalah lebih rendah dari 14,4 kW/ft, rasio daya kritis minimum (MCPR) adalah diatas dari 1,25, Reaktivitas Panas Lebih (HOTXS) adalah lebih besar dari 1 %Dk pada BOC dan 0,8 %Dk pada 200 MWD/ST dan reaktivitas shutdown margin dingin (CSDM) adalah lebih besar dari 1 %Dk. Untuk itu dapat disimpulkan bahwa desain teras PLTN ABWR pertama untuk diusulkan dibangun pertama di Indonesia dengan menggunakan bundle bahan bakar tipe GE-11 adalah telah memenuhi persyaratan dan tujuan desain. Kata kunci: PLTN pertama di Indonesia, ABWR-1000 MWe, dan desain teras.
SINTESA DAN KARAKTERISASI PADUAN ZrNbMoGe UNTUK MATERIAL KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR Iman Kuntoro; B. Bandriyana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (522.569 KB)

Abstract

Sintesa paduan ZrNbMoGe untuk material kelongsong dilakukan dengan proses peleburan dan pengerolan panas untuk menghasilkan pelat tipis dengan ketebalan 1,4 mm. Proses peleburan dilakukan dengan melebur unsur pemadu ZrNbMoGe dalam dapur busur listrik dengan komposisi (prosen berat) 97,5% Zr, 1% Nb, 1% Mo dan 0,5% Ge. Proses pengerolan panas dilakukan pada temperatur 800 oC dan 850 oC dengan rasio reduksi 5 % untuk tiap langkah. Hasil karakterisasi menunjukkan kekerasan ingot dan pelat paduan ZrNbMoGe masing-masing sebesar 199 VHR dan 188 VHR, lebih tinggi dibandingkan kekerasan bahan kelongsong Zirkaloi-4. Peningkatan kekerasan diperkirakan terjadi akibat terbentuknya presipitat keras Zr3Ge dalam ingot selama proses peleburan, yang telah diamati dari hasil uji presipitat dengan SEM-EDX dan uji XRD. Hasil uji korosi dalam lingkungan air aqua bidistillate menunjukkan laju korosi yang cukup rendah sebesar 0,0457 MPY, sedangkan hasil uji oksidasi suhu tinggi pada temperatur 800 oC selama 36 jam memberikan pertambahan berat sebesar 0,0959 mg/cm2, mendekati harga pertambahan berat untuk bahan Zirkaloi-4 sebesar 0,1105 mg/cm2.Kata kunci : sintesa, zirkonium, kelongsong, rol.   Synthesis of ZrNbMoGe alloy used for nuclear fuel cladding material was performed by melting and hot rolling processes to produce thin plates of 1.4 mm thickness. The melting process was done by melting the elements of ZrNbMoGe alloy using an arc melting furnace with compositions (weight percentage) of 97.5% Zr, 1% Nb, 1% Mo and 0.5% Ge. The hot rolling process was done at temperatures of 800 oC and 850 oC with reduction ratios of 5% for each step. Result of the characterizations showed that the hardness of ingot and plate of ZrNbMoGe alloy were 199 VHR and 188 VHR respectively. These are higher than the hardness of the cladding material of Zircaloi-4. Increasing of hardness was believed due to the formation of hard precipitates of Zr3Ge in the ingot during the melting process which was observed by precipitate analysis using SEM-EDX and XRD tests. The corrosion tests in deminwater environment showed relatively low corrosion rate of 0.0457 MPY, while the high temperature oxidation test at 800 oC for 36 hours gave additional weight of 0.0959 mg/cm2, similar to that of zirkaloi-4 at 0.1105 mg/cm2. Keywords : synthesis, zirconium, cladding , roll.
REAKTOR INNOVATIVE MOLTEN SALT (IMSR) DENGAN SISTEM KESELAMATAN PASIF MENYELURUH Andang Widiharto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (301.422 KB)

Abstract

Pengembangan Teknologi Reaktor Nuklir pada masa mendatang mengarah pada peningkatan aspek keselamatan, peningkatan pendayagunaan bahan bakar, reduksi limbah radioaktif, ketahanan terhadap proliferasi bahan-bakar nuklir dan peningkatan aspek ekonomi. reaktor Innovative Molten Salt (IMSR) adalah reaktor nuklir yang menggunakan bahan bakar cair berupa garam lebur fluoride (7LiF-ThF4-UF4-MaFx). Reaktor IMSR didesain sebagai reaktor pembiak termal, yaitu membiakkan U-233 dari Th-232. Hal ini untuk menjawab permasalahan sustainabilitas ketersedian sumber daya bahan bakar nuklir dan reduksi limbah radioaktif. Dalam aspek keselamatan, desain reaktor IMSR memiliki sifat inherent safe, yaitu koefisien umpan balik daya yang negatif serta memiliki fitur-fitur keselamatan pasif. Fitur-fitur keselamatan pasif terdiri dari sistem shutdown pasif, sistem pendinginan pasif pasca shutdown serta sistem pendinginan pasif untuk produk fisi. Kecelakaan yang berpotensi terjadi pada IMSR, yaitu kecelakaan kehilangan aliran bahan bakar, kecelakaan kehilangan aliran pendingin, kecelakaan kehilangan kemampuan pengambilan kalor serta kecelakaan kerusakan integritas sistem reaktor, dapat ditangani sepenuhnya secara pasif hingga mencapai kondisi shutdown selamat.Kata kunci: keselamatan pasif, inherent safe, IMSR   The next Nuclear Reactor Technology developments are directed to the increasing of the aspects of safety, fuel utility, radioactive waste reduction, proliferation retention and economy. Innovative Molten Salt Reactor (IMSR) is a nuclear reactor design that uses fluoride molten salt (7LiF-ThF4-UF4-MaFx). IMSR is designed as a thermal breeder reactor, i.e. to produce U-233 from Th-232. This is the answer of natural nuclear fuel sustainability and radioactive waste problems. In term of safety aspect, IMSR design has inherent safe characteristics, i.e. negative power feedback coefficient, and passive safety features. The passive safety features are passive shutdown systems, passive post shutdown cooling system and passive radioactive waste cooling system. The potentially accidents in IMSR, i.e. loss of fuel flow accident, loss of coolant flow accident, loss of heat sink accident and loss of reactor system integrity, can be handled totally passively until the safe shutdown condition is achieved. Keywords: passive safety, inherent safe, IMSR
THERMAL-HYDRAULICS PARAMETER ANALYSIS OF THE BANDUNG TRIGA 2000 REACTOR BASED ON CFD AND RELAP5/MOD3.2 Reinaldy Nazar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (784.153 KB)

Abstract

Reactor TRIGA 2000 Bandung is result of upgrading TRIGA Mark II reactor from nominal power of 1 MW becomes 2 MW and has been opened its the operation in the year 2000. In this period change of operation parameters had been occurred, especially the parameter related to thermo-hydraulic aspect, like the height of reactor core temperature and the formation of vapor bubble in the core, which is on the contrary with the safety aspect. Safety is the priority in the reactor operation, hence reactor core temperature and vapor bubble in core need to be reduced. One of methods to reduce the core temperature and vapor bubble formation is the operation at limited power of 1000 kW. To examine the safety margin of Bandung TRIGA 2000 reactor operation at 1000 kW power, the analysis of thermo-hydraulic characteristic have been carried out by theoretical study using computer code of CFD (Computational of Fluid Dynamics) and RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). The result of the study indicates that reactor reaches steady state condition at 1000 kW power in 1500 seconds after critical condition, and maximum temperature of reactor core is in C4 position, whereas the maximum temperature of fuel center, cladding, and cooling water at related fuel are 529.35 °C, 103.12 °C, and 90.67 °C, respectively. Maximum temperature of cladding and primary cooling water at related fuel are below saturation temperature (112.4 °C), so the sub-cooled boiling or bubbling of saturation and vapor bubble formation can be predicted not to be happened. Besides when the reactor was operated at 1200 kW and 1250 kW power was obtained the maximum temperature of fuel cladding are 111.04 °C and 115.53 °C, respectively. This thing informs that, when the reactor was operated up to 1200 kW power sub-cooled boiling has not happened, but when the reactor was operated at 1250 kW power has started the happening of the sub-cooled boiling and the formation of vapour bubble. The result of this study can be used as a valuable information in operating Bandung TRIGA 2000 reactor at the limited power of 1000 kW and revising safety analysis report (SAR) of Bandung TRIGA 2000 reactor.Keywords: Bandung TRIGA 2000 reactor, 1000 kW limited power, thermal-hydraulic aspect, computer code of CFD, computer code of RELAP5/Mod3.2.   Reaktor TRIGA 2000 Bandung merupakan hasil upgrading dari reaktor TRIGA Mark II berdaya nominal 1 MW menjadi 2 MW dan telah diresmikan pengoperasiannya pada tahun 2000. Dalam periode tersebut telah terjadi perubahan parameter operasi, terutama parameter yang berkaitan dengan aspek termohidrolik, seperti suhu teras reaktor yang tinggi dan menyebabkan terjadi pembentukan gelembung uap di dalam teras. Hal ini bertentangan dengan aspek keselamatan. Mengingat masalah keselamatan merupakan hal yang utama, maka perlu dilakukan penurunan suhu teras reaktor dan pengurangan pembentukkan gelembung uap di dalam teras, diantaranya dengan mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya terbatas 1000 kW. Untuk mengetahui tingkat keselamatan pengoperasian reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya 1000 kW, dilakukan analisis karakteristik termohidrolik melalui kajian teoritik menggunakan program computer Computational Fluid Dynamics (CFD) dan RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). Hasil kajian menunjukkan bahwa reaktor mencapai kondisi tunak pada daya 1000 kW setelah 1500 detik reaktor kritis, suhu maksimum bahan bakar di dalam teras reaktor berada di posisi C4 dimana suhu maksimum pusat bahan bakar 529,35 °C, suhu maksimum kelongsong bahan bakar 103,12 °C, dan suhu maksimum pendingin pada posisi bahan bakar terkait 90,67 °C. Suhu maksimum kelongsong bahan bakar dan suhu maksimum pendingin yang diperoleh berharga jauh di bawah suhu saturasi 112,4 °C, sehingga pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap di dalam teras diprediksi tidak terjadi. Selain itu ketika reaktor dioperasikan pada daya 1200 kW dan 1250 kW diperoleh suhu maksimum kelongsong bahan bakar berturut-turut 111,04 °C and 115,53 °C. Hal ini menginformasikan bahwa ketika reaktor dioperasikan hingga daya 1200 kW belum terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi, tetapi ketika reaktor dioperasikan pada daya 1250 kW telah mulai terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap. Hasil kajian ini dapat menjadi informasi dalam mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 pada daya terbatas 1000 kW dan merevisi Laporan Analisis Keselamatan (LAK) reaktor TRIGA 2000 Bandung. Kata kunci: reaktor TRIGA 2000 Bandung, daya 1000 kW, aspek termohidrolik, program komputer CFD, program computer RELAP5/Mod3.2.
APLIKASI PENSILBARIS1.2 UNTUK DESAIN KESELAMATAN IRADIATOR GAMMA BATAN 500K M.S. Pudjijanto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (627.895 KB)

Abstract

Aspek keselamatan penggunaaan radiasi gamma, khususnya penggunaan iradiator gamma perlu ditekankan untuk menjamin keselamatan personil maupun keselamatan lingkungan. Keselamatan radiasi pekerja diperhitungkan pada saat fasilitas iradiasi beroperasi normal dan ketika sedang dilakukan bongkar-muat sumber radiasi dan perawatan/perbaikan fasilitas dengan sumber radiasi berada di dalam kolam penyimpan atau di rak khusus penyimpan sumber. Jenis dan tebal dinding beton ruang papar yang sekaligus berfungsi sebagai perisai radiasi perlu dipertimbangkan, agar paparan radiasi di lingkungan fasilitas iradiator ini memenuhi kriteria keselamatan radiasi yang ditetapkan BAPETEN. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan PensilBaris1.2 dengan teknik integrasi kernel titik dan sebagai pembanding digunakan program MCNP5 dengan teknik Monte Carlo. Fasilitas iradiator gamma inovatif yang akan didesain berdimensi panjang 13 m, lebar 6 m dan tinggi 4 m. Radiasi gamma bersumber dari 36-52 batang Cobalt-60 beraktivitas total 500 kCi yang disusun tegak berjajar yang berjarak sama dalam sepasang rak sejajar bertingka dua dengan panjang 135 cm dan tinggi 100 cm. Jarak pisang antara sepasang rak sumber gamma ditetapkan 120 cm. Hasil perhitungan program PensilBaris1.2 untuk dinding beton dengan kerapatan 2,45 g/cm3 berturut-turut memberikan 141,6; 164,4 dan 154,9 cm dan program MCNP5 berturut-turut memberikan ketebalan 145, 155 dan 140 cm. Perbedaan hasil dari kedua tool ini, selain disebabkan oleh teknik dan metode komputasi yang berbeda, disebabkan karena adanya perbedaan pustaka data tampang interaksi foton dengan materi dan faktor bangkit dosis yang digunakan. Hasil perhitungan menggunakan PensilBaris1.2 dengan kerapatan 2,35 g/cm3 memberikan tebal dinding beton dalam arah memanjang, melebar dan meninggi berturut-turut 147,4; 170,7 dan 161,4 cm. Kedalaman benam minimal ujung atas sumber dari permukaan air kolam menggunakan PensilBaris1.2 sebesar 4,85 meter untuk laju dosis 0,25 mrem/jam dan 3,25 m untuk nilai batas 2,5 mrem/jam, sedangkan bila menggunakan MCNP5 memberikan harga yang tak begitu jauh berbeda. Bedasarkan hasil perhitungan ini telah dibuat desain dasar fasilitas radiator gamma yang dapat dilanjutkan kedesain lengkap sehingga dapat diaplikasikan untuk kepentingan masyarakat.Kata kunci: iradiator gamma, laju dosis radiasi, dosis radiasi total, keselamatan radiasi, perisai radiasi, PensilBaris, MCNP5.   The safety aspects of the gamma radiation application, especially in using of gamma irradiators is required to guarantee the personnel safety and environmental safety. The radiation safety of workers is reckoned in normal operation of the irradiation facility and in loadingunloading of radiation source and maintenance or repairing of this facility when radiation source inside the storage pool or in the depository racks. The type and thickness of concrete wall that serves as radiation shielding should be considered, so the radiation exposure in the environment fulfil with the radiation safety criteria established by BAPETEN. Calculation performed by using the PensilBaris1.2 computer code with a point kernel integration technique and as comparison using MCNP5 code with the Monte Carlo techniques. The facility of innovative gamma irradiator has dimension of length, wide dan hight 13, 6 and 4 m, respectively and gamma sources emitted from 36-52 Cobalt-60 rods with 500 kCi total activities that are arranged in a pair of parallel 2-level rack in 135 cm long and 100 cm height. The results of calculation using PensilBaris1.2 give a thickness of 2.45 g/cm3 density concrete wall in length, wide and hight are 14.,6; 164.4 and 15.,6 cm, revectively. Similar analysis using MCNP5 but for 2.45 g/cm3 density concrete wall, giving the thickness of 145, 155 and 140 cm, resvectively. The difference results from both tools, other than due to the technical and computational methods are different, may be caused also by differences in the data library of the photon interaction cross-section to the matter and dose built-up factor used. Meanwhile, the result from PensilBaris1.2 using density of concrete wall 2.35 g/cm3 give the thickness of wall in length, wide and hight of 147.4; 170.7 and 161.4 cm, respectively. Minimum under water depth of the upper end of the source rack from the water surface using PensilBaris1.2 giving 4.85 m for 0.25 mrem/h and 3.25 m for the limit value 2.5 mrem/h dose rate, whereas using MCNP5 giving not so much significantly different values. Based on these calculations the basic design of gamma irradiator facility has been made and then it will be continued to detail design so after that it can be fabricated for operation. Keywords: gamma irradiators, radiation dose rate, total radiation dose, radiation safety, radiation shielding, PensilBaris, MCNP5.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2011 2011


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 26, No 2 (2024): June 2024 Vol 26, No 1 (2024): February 2024 Vol 25, No 3 (2023): October 2023 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