Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Jurnal Forum Nuklir

jfn
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : - EISSN : - DOI : -

Core Subject : Science,

Materials Science & Nanotechnology

Jurnal Forum Nuklir (JFN) adalah jurnal ilmiah bertaraf nasional dengan ruang lingkup semua aspek yang terkait dengan ilmu pengetahuan nuklir, teknologi nuklir, termasuk pendidikan dan sumber daya manusia nuklir. JFN (ISSN 1978-8738) diterbitkan oleh Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir BATAN

Arjuna Subject : -

Articles 208 Documents

8 9 10 11 12

ANALISIS TEKANAN ALIRAN PADA SISI HISAP POMPA PRIMER RSG-GAS Syafrul Syafrul; Sukmanto Dibyo
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 7 No 1 Mei 2013
Publisher : BATAN

ANALISA TEKANAN ALIRAN PADA SISI HISAP POMPA PRIMER RSG-GAS. Kondisi tekanan pada sisi hisap pompa pendingin primer RSG-G AS merupakan parameter penting dalam pengoperasian sistem pendingin. Parameter tekanan ini memiliki karakteristik yang perlu diperhatikan. Teori yang terkait dengan tekanan aliran ini adalah sifat fisik dan termodinamika pendingin yang mencakup hubungan temperatur-tekanan, rugi tekanan aliran, dan sifat termodinamika sistem uap-air. Makalah ini bertujuan menganalisis hubungan antara tekanan dan temperatur pada aliran pendingin sisi hisap pompa primer. Metoda yang digunakan adalah menarik kurva saturasi dari diagram termodinamika air dan mengevaluasi data untuk mendapatkan kondisi operasi normal. Hasilnya menunjukkan bahwa batas tekanan rendah (-)0,15 bar (mengakibatkan kavitasi) bilamana temperatur pendingin dari teras reaktor mencapai 52oC. Untuk itu dengan mempertimbangkan aspek keselamatan reaktor, pengoperasian sistem pendingin yang aman harus menghindari garis kurva saturasi diantaranya dengan cara menurunkan temperatur atau mengurangi rugi tekanan aliran

Hubungan AntaraLaju Dosis Serap Air dengan Lapangan Radiasi Berkas Elektron C Tuti Budiantari; Nurman R.
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 6 No 1 Mei 2012
Publisher : BATAN

Makalah ini sedang uji coba

PEMBUATAN THERMOLUMINESENSE DOSIMETER DARI BAHAN LITIUM FLUORIDA DAN PENGOTOR TITANIUM Safarudin Hernawan; Eka Djatnika Nugraha; Sutanto Sutanto; Eri Hiswara
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 10 No 1 Mei 2016
Publisher : BATAN

PEMBUATAN THERMOLUMINESENSE DOSIMETER DARI BAHAN LITIUM FLUORIDA DAN PENGOTOR TITANIUM. Teknologi nuklir bermanfaat dalam berbagai bidang, misalnya bidang energi, pertanian, kedokteran, radiologi, lingkungan dan lain-lain, disamping itu paparan radiasi dari teknologi nuklir berdampak buruk bagi sel-sel tubuh manusia. perlu ada pengawasan terhadap pemanfaatan radiasi teknologi nuklir dengan menggunakan alat proteksi radiasi berupa dosimeter personal yaitu thermoluminesense dosimeter (TLD) yang saat ini pengunaannya di Indonesia masih di impor. TLD dapat dibuat dari bahan litium fluorida dengan variasi konsentrasi pengotor titanium 0,04%, 0,06%, dan 0,08% melalui metode kristalisasi dengan pemanasan pada suhu 950 celcius selama lima jam. kristal yang terbentuk dibuat serbuk dan diuji respon, keseragaman, kalibrasi, pemudaran dan pengulangan. hasil pembuatan menunjukkan TLD yang dibuat memiliki respon terhadap radiasi yang optimum pada konsentrasi pengotor titanium 0,06%. TLD yang dibuat memiliki faktor kalibrasi sebesar 0,0936 dan dapat diulang pemakaian sebanyak 5 kali. Pemudaran TLD yang dibuat sebesar 20% selama 14 hari.

PERAN KEAHLIAN TEKNOLOGI PROSES DAN SINTESIS BAHAN DALAM MENDUKUNG INDUSTRI NUKLIR DI INDONESIA . Kusnanto
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 3 No 1 Mei 2009
Publisher : BATAN

Energi telah menjadi basic need, yang setara dengan kebutuhan pangan. Dengan pandangan jauh ke depan, kini sudah tiba saatnya untuk mengupayakan pengurangan ketergantungan pada sumber energi primer fosil dan dengan serius mengembangkan sumber energi primer baru yaitu energi nuklir, sinergi dengan pengembangan energi baru dan terbarukan yang lain. Pengembangan reaktor maju menjadi mutlak diperlukan bila energi nuklir akan tetap digunakan sebagai andalan teknologi pemenuhan energi. Peluang untuk mengembangkan industri proses bahan semakin terbuka di Indonesia. Kekayaan alam, mineral dan energi merupakan modal besar bila ditopang dengan kemampuan penguasaan teknologi dan kebijakan pemerintah yang berpihak pada kemampuan dan kemandirian bangsa. Bila hydrogen diproduksi menggunakan reaktor maju dapat diproduksi secara komersial, dapat dipastikan kebutuhan zircon oxide, yang merupakan produk antara industri zirconium logam, akan sangat tajam meningkat kebutuhannya, yaitu untuk fuel cell. Fuel cell jenis SOFC diyakini paling efisien untuk digunakan sebagai alat konversi energi yang menggunakan bahan bakar hydrogen. Agar kemandirian bangsa ini dapat terwujud, dibutuhkan sumber daya manusia yang memiliki keahlian teknologi proses. Keahlian tidak dapat diperoleh hanya melalui pendidikan formal di perguruan tinggi. Keahlian diperoleh melalui 3 tahapan yaitu: a) Pendidikan; b) Pelatihan c) Pengalaman kerja. Pelatihan dan pengalaman kerja memiliki kontribusi besar terhadap keahlian seseorang. Oleh karena itu sertifikasi keahlian/profesi yang terdiri atas aspek pelatihan atau pengalaman kerja menjadi hal-hal yang diperlukan untuk memenuhi kebutuhan di atas.

IDENTIFIKASI KETIDAKSTABILAN SPEKTROMETER GAMMA RSC-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA Subiharto Subiharto; Anto Setiawanto; Nugraha Luhur; Nazly Kurniawan
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

IDENTIFIKASI KETIDAKSTABlLAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA. Telah dilakukan identifikasi ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS dan cara menanggulanginya. Spektrometer gamma adalah salah satu peralatan proteksi radiasi yang dimiliki oleh RSG-GAS, yang digunakan untuk menganalisis kandungan nuklida yang terdapat dalam air primer, limbah cair dan udara. Keberadaan alat ini merupakan tanggung jawab Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK), karena sesuai dengan salah satu tusi PDK yaitu melakukan pengelolaan laboratorium proteksi radiasi. Setelah dioperasikan selama 26 tahun alat ini terkadang penunjukkannya tidak stabil, dan tidak representatif. Oleh karena itu perlu dilakukan identifikasi permasalahan spektrometer gamma RSG-GAS dan dicari cara penanggulangannya agar diketahui secara pasti kemampuan kinerjanya. ldentifikasi dilakukan dengan cara melakukan pemeriksaan hardware, software dan diikuti dengan pengukuran sampel dua sumber standar. Berdasarkan hasil identifikasi yang di lakukan dapat diketahui bahwa penyebab ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS adalah karena sering terlambat dalam melakukan pendinginan dan melemahnya unjuk kerja amplifier. Setelah pendinginan selalu dikondisikan dengan baik dan dilakukan penggantian terhadap amplifier maka spektrometer gamma RSG-GAS berada dalam kondisi normal kembali.llmu dan Kata kunci : ldentifikasi dan ketidakstabilan, spektrometer gamma, RSG-GAS

EKSTRAKSI CIRI CACAT PENGELASAN PADA CITRA DIGITAL FILM RADIOGRAFI MENGGUNAKAN GEOMETRIC INVARIANT MOMENT DAN STATISTICAL TEXTURE Muhtadan Muhtadan
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 3 No 2 November 2009
Publisher : BATAN

EKSTRAKSI CIRI CACAT PENGELASAN PADA CITRA DIGITAL FILM RADIOGRAFI MENGGUNAKAN GEOMETRIC INVARIANT MOMENT DAN STATISTICAL TEXTURE. Penelitian ini dilakukan untuk mendapatkan ekstraksi ciri cacat pengelasan pada citra digital film radiografi dengan menggunakan metode geometric invariant moment dan statistical texture. Nilai ekstraksi ciri ini dapat dimanfaatkan sebagai nilai yang digunakan dalam melakukan klasifikasi dan pengenalan pola cacat pada interpretasi cacat pengelasan citra digital film radiografi secara otomatis oleh komputer. Jenis cacat yang digunakan dalam penelitian ini adalah longitudinal crack, transversal crack, distributed porosity, clustered porosity, wormhole dan tanpa cacat (no defect). Sebagai bahan penelitian digunakan citra digital film radiografi dengan keenam jenis defektologi tersebut. Langkah yang dilakukan yaitu dengan membuat program untuk membaca citra digital, kemudian melakukan pemotongan citra (cropping) untuk melokalisasi letak cacat kemudian menghitung nilai momen dengan persamaan metode geometric invariant moment dan statistical texture. Hasil penelitian berupa nilai-nilai ekstraksi ciri yang telah diuji dengan perlakuan RST(rotation, scale, transformation) dan diperoleh nilai momen yang paling invariant terhadap RST yaitu momen f3, f4, f5 dari metode geometric invariant moment . Sedangkan dari metode statistical texture digunakan seluruh nilaisebagai hasil ekstraksi ciri yaitu intensitas rerata , kontras rerata, smoothness, 3rdmoment, uniformity, dan entropy

KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62 Alan Batara Alauddin; Argo Satrio Wicaksono; Joko Sunardi
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 7 No 1 Mei 2013
Publisher : BATAN

KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62.Telah dilakukan uji komparasi spektrometri gamma menggunakan detektor Bicron 2M2 dengan spektrometri gamma menggunakan detektor Ludlum 44-62. Spektrometri Gamma adalah komponen utama pencacah radiasi gamma pada instrumentasi nuklir di bidang kedokteran dan industri. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh kelebihan dan kekurangan unjuk kerja masing-masing spektrometri gamma yang menggunakan transduser yang berbeda. Metoda pengujiannya adalah dengan membandingkan beberapa parameter unjuk kerja spektrometri gamma antara lain bentuk pulsa, bentuk spektrum energi, FWHM, resolusi dan efisisensi detektor dengan sumber yang digunakan adalah Cs- 1 37 dan Ba-133. Selain itu di uji pula unjuk kerja detektor dengan variasi jarak dan uji tingkat presisi pencacahan dengan menggunakan uji chi square. Dari pengujian diperoleh hasil bahwa resolusi spektrometri gamma menggunakan detektor Ludlum 44-62 lebih tinggi dibandingkan resolusi detektor Bicron 2M2. Sehingga kemampuan detektor Bicron 2M2 untuk memisahkan 2 pulsa yang berdekatan lebih baik dari pada detektor Ludlum 44-62. Selain itu, efisiensi detektor Bicron 2M2 lebih tinggi dibandingkan efisiensi detektor Ludlum 44-62. Pada pengujian jarak diperoleh bahwa interaksi detektor Bicron 2M2 terhadap radiasi sinar gamma lebih baik dibandingkan detektor Ludlum 44-62. Dari hasil uji chi square data hasil pencacahan sistem spektrometri gamma dengan menggunakan detektor Bicron 2M2 maupun detektor Ludlum 44-62 sesuai dengan kriteria sehingga dapat dinyatakan bahwa alat memenuhi syarat kestabilan.

TINJAUAN PROSES PELAPISAN TRISO SECARA FLUIDISASI PADA PARTIKEL UO2 DAN PENGARUH TEMPERATUR PADA LAPISAN SIC Sigit Sigit
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014
Publisher : BATAN

TINJAUAN PROSES PELAPISAN TRISO SECARA FLUIDlSASI PADA PARTIKEL UO2, DAN PENGARUH TEMPERATUR PADA LAPlSAN SiC. Tinjauan mengenai proses pelapisan TRISO pada partikel UO2, dengan cara fluidisasi dan pengaruh temperatur pada lapisan SiC yang terbentuk bertujuan untuk menyiapkan proses pelapisan kernel tersinter sebagai bahan bakar Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT) dengan mempelajari dan memahami terlebih dahulu proses fluidisasi dan pelapisan sehingga akan mempermudah dalam pelaksanaan proses pelapisan, mengingat fluidisasi memegang peran yang sangat penting. Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi atau High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) menggunakan partikel (kernel) bahan bakar UO2, UCO, campuran UO2+ThO2, atau UC+ThC bentuk bola teriapis TRISO (tri-isotropic). Pembuatan bahan bakar telah dilakukan dengan proses gelasi ekstemal dari uranil nitrat keasaman rendah ditambah dengan aditif polivinil alkohol dan tetra hidro furfuril alkohol, kemudian dilakukan pencucian terhadap gel yang diperoleh, pengeringan, kalsinasi dan sintering. Pada makalah ini dibahas berbagai aspek dalam proses fluidisasi untuk pelapisan partikel bahan bakar nuklir, juga disajikan hasil pembuatan kernel UO2 tersinter, kemudian dilakukan pembahasan tentang pengaruh temperatur terutama pada porositas dan pori-pori lapisan, mikrostruktur dan interaksi dengan hasil fisi. Pada temperatur 1500 °C ukuran pori-pori kurang dari 1,5 µm, namun bila temperatur dinaikkan ke 1600 ⁰C menjadi 2 µm dan terjadi deposisi fasa β-SiC + C.

PREDIKSI KESETIMBANGAN ADSORPSI URANIUM PADA AIR DAN BERBAGAI SEDIMEN Jasmi Budi Utami; Gede Sutresna Wijaya; Wahyudi Budi Sediawan; Bardi Murachman
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 9 No 1 Mei 2015
Publisher : BATAN

PREDIKSI KESETIMBANGAN ADSORPSI URANIUM PADA AIR DAN BERBAGAI SEDIMEN. Kegiatan penelitian, pengembangan, penambangan, dan pemurnian uranium berpotensi menimbulkan pencemaran lingkungan. Uranium merupakan salah satu logam berat berbahaya karena bersifat racun dan radioaktif sehingga perlu diketahui sampai sejauh mana sebaran uranium di lingkungan. Penelitian ini bertujuan meramalkan model kesetimbangan adsorpsi uranium yang dapat berlaku umum pada berbagai sedimen. Manfaat yang diharapkan dari penelitian ini adalah sebagai data dukung bagi kegiatan analisis dampak lingkungan dalam pembangunan PLTN. Percobaan adsorpsi uranium dijalankan dalam sistem batch. Air limbah sebanyak 100 mL yang mengandung uranium dimasukkan ke dalam erlenmeyer dan pH larutan diatur menjadi 7. Sebanyak 0,5 g sedimen dengan berbagai kandungan bahan organik, dimasukkan ke dalam erlenmeyer. Erlenmeyer ditempatkan dalam shaker dengan kecepatan 100 rpm selama 6 jam dan dibiarkan selama 24 jam sampai tercapai kesetimbangan. Filtrat yang terbentuk disaring dan dianalisis menggunakan spektrofotometer. Lima model kesetimbangan isotermal diajukan untuk mendekati data kesetimbangan. Kesetimbangan Chapman cocok dalam mendekati data percobaan pada berbagai sedimen dengan berbagai kadar bahan organik. Hasil olah data menunjukkan hanya bahan organik yang signifikan berperan dalam adsorpsi uranium. Berdasarkan asumsi hanya bahan organik yang mengadsorpsi uranium diajukan suatu metode yang dapat dipakai untuk meramalkan kesetimbangan adsorpsi uranium yang berlaku umum pada berbagai sedimen. Sebagai hasil, kesetimbangan Chapman memiliki nilai parameter α, β, γ berturut-turt sebesar 255 mg/g bahan organik; 0,049 L/mg, dan 1,9.

SMALL AND MEDIUM SIZED LIQUID METAL COOLED SAFETY ANALYSIS USING MULTI LEVEL COMPLEXITY MODEL Zaki Su ud
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 2 No 1 Mei 2008
Publisher : BATAN

SMALL AND MEDIUM SIZED LIQUID METAL COOLED SAFETY ANALYSIS USING MULTI LEVEL COMPLEXITY MODEL Inherent safety characteristics of liquid metal cooled fast reactors is very important capital for next generation nuclear power plants. However inherent safety assessment need appropriate computer code or experiment. Here, a computer code for liquid metal cooled fast reactor accident analysis with various level of complexity has been developed. At the simplest approach, quasi-static method is adopted to get asymptotic condition during UTOP, ULOF, and UTOP-ULOF accident. Here we can get asymptotic power level, asymptotic average coolant temperature, and asymptotic fuel temperature for a certain external reactivity and natural circulation level. In the next grade, the code will simulate transient effect using point kinetic method and quasistatic approach for thermal hidraulic analysis. Here we can get time depedent power change, coolant temperature change and fuel temperature change. Finally in the rigorous analysis, coupled space dependent kinetic and transient thermal hydraulic are coupled and solved to get time depedent information of various process involved in the accident.

Page 10 of 21 | Total Record : 208

8 9 10 11 12

Filter by Year

2007 2021

Filter By Issues

All Issue JURNAL FORUM NUKLIR VOL 15 NO 2 NOVEMBER 2021 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 15 NO 1 MEI 2021 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 14 NO 2 NOVEMBER 2020 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 14 NO 1 MEI 2020 JFN VOL 13 NO 2 NOVEMBER 2019 JFN VOL 13 NO 1 MEI 2019 JFN VOL 12 NO 2 November 2018 JFN VOL 12 NO 1 MEI 2018 JFN VOL 11 NO 2 NOVEMBER 2017 JFN VOL 11 NO 1 MEI 2017 JFN Vol 10 No 2 November 2016 JFN Vol 10 No 1 Mei 2016 JFN Vol 9 No 1 Mei 2015 JFN Vol 8 No 2 November 2014 JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 JFN Vol 7 No 2 November 2013 JFN Vol 7 No 1 Mei 2013 JFN Vol 6 No 2 November 2012 JFN Vol 6 No 1 Mei 2012 JFN Vol 5 No 2 November 2011 JFN Vol 5 No 1 Mei 2011 JFN Vol 4 No 2 November 2010 JFN Vol 4 No 1 Mei 2010 JFN Vol 3 No 2 November 2009 JFN Vol 3 No 1 Mei 2009 JFN Vo 2 No 2 November 2008 JFN Vol 2 No 1 Mei 2008 JFN Vol 1 No 2 November 2007 JFN Vol 1 No 1 Mei 2007 More Issue

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA