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
Prima Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Prima Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir, Jurnal ilmiah diterbitkan oleh Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Alamat Rekaksi: Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) - BATAN
Arjuna Subject : -
Articles 228 Documents
 6   7   8   9   10 
MANAJEMEN RENCANA KEGIATAN PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN DI INDONESIA Utomo Utomo
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 8, No 2 (2011): Nopember 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (646.233 KB)

Abstract

A feasibi lity Study that has been updated show that two nuclear power uni ts wi th eachuni t of power up to  lOOOMWe can represent decently an economical  alternative energy supply.It added that the available time schedul e was quite tight so that the preparation for thedevelopment must be starti ng  first.   Thi s paper will  discuss the preparati on of plans of the firstnuclear power plant whi ch includes program activiti es, the structure of contracts, schedules of activities and funding. From the information obtai ned to date that in addition to a candidate site that is ready to be buil t in Muria peni nsula i s  sti ll  required another  potential al ternative site besides  to search other  compl ete data information. This sit e i nvestigation activi ties completed wi thin the time schedule was passed "critical path", so that these acti vi ti es should be carried outi ntensively and obey the time.  This paper describes the steps that need to be prepared to welcome the first nucl ear power plant, after reviewi ng the various input above and apply the reality in Indonesi a as the i nitial condi tions. Studi  Kelayakan yang telah dimutakhirkan menunj ukkan bahwa dua unit PLTN dengan daya unit masi ng-masing sampai lOOOMWe dapat merupakan alternatif penyediaan energi yang ekonomis, dan layak. Di sebutkan pula bahwa jadwal waktu yang tersedia cukup padat sehi ngga persiapan menjelang diawal inya pembangunan harus di mulai  dari sekarang.Dalam makalah  i ni akan dibahas  rencana kegiatan persiapan pembangunan PLTN yang pertama meli puti program kegiatan, struktur kontrak, jadwal kegi atan dan pendanaan .Dari informasi  yang telah diperol eh sampai saat i ni  bahwa selain cal on tapak yang sudah si ap dibangun  di semenanjung Muria masi h di perlukan tapak alternative yang potensial  di samping mel engkapi  pencarian data informasi  l ai nnya. Kegiatan merampungkan penyeli di kan tapak ini di dalam adwal waktu ternyata melewati "criti cal path", sehi ngga kegi atan i ni  harus dilaksanakan secara ntensif dan taat waktu. Makalah  ini menguraikan langkah-langkah yang perlu di siapkan  dalam menyongsong  pembangunan PLTN pertama  , setel ah menelaah berbagai  masukan di atas dan menerapkan kenyataan di Indonesia sebagai kondi si awalnya.
PEREKAYASAAN TANGKI UNTUK PROSES PELARUTAN PARSIAL PADA PRELIMINARY DESIGN PILOT PLANT ThO2 DARI PASIR MONASIT KAPASITAS 100 KG/HARI Abdul Jami; Prayitno Prayitno
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 11, No 2 (2014): November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (334.025 KB)

Abstract

ABSTRAKPEREKAYASAAN TANGKI  UNTUK  PROSES PELARUTAN PARSIAL  PADA PRELIMINARY  DESIGN PILOT PLANT ThO2 DARI PASIR MONASIT KAPASITAS 100 KG/HARI. Proses pada pilot plant Tho2  dari pasir monasit kapasitas 100 kg/hari merupakan proses untuk mengambil ThO2 dari pasir monasit yang terdiri dari 3 tahap proses, yaitu proses preparasi dan dekomposisi,  proses pelarutan dan pengendapan, dan proses ekstraksi dan dekomposisi thermal. Salah satu alat proses yang diperlukan dalam proses pelarutan dan pengendapan adalah tangki untuk proses pelarutan parsial yang diperlukan untuk mengubah senyawa thorium hidroksida dan senyawa  lainnya  menjadi  senyawa  klorida  sehingga  thorium  dapat  dipisahkan  dari  senyawa lainnya dengan proses ekstraksi  dalam proses ke tiga, yaitu  proses ekstraksi dan dekomposisi thermal. Telah dilakukan perekayasaan tangki untuk proses pelarutan parsial melalui tahapan desain penentuan dimensi tangki, tekanan desain, tebal tangki, dimensi pengaduk, dan tenaga motor. Diperoleh hasil perhitungan sebagai berikut : tangki selinder tegak dengan jenis head flange only, volume desain 0.2 m3 ,diameter tangki 0.6 m dan tinggi tangki total 0.81 m, tebal shell dan head 0.25 in, material konstruksi SS-316L, type pengaduk marine propeller square pitch 3 blade dengan daya motor standar 1 HP.Kata kunci: perekayasaan tangki, Tho2, pasir monasit, proses pelarutan parsial ABSTRACTAN ENGINERING DEVELOPMENT OF TANK FOR A PARTIAL DISSOLUTION PROCESS ON PRELIMINARY DESIGN PILOT PLANT ThO2 FROM MONAZITE SAND WITH CAPACITY OF 100 KG/DAY.  Pilot plant of Tho2 from monazite sand with capacity of 100 kg/day is a process for recovering    ThO2  from  monazite  sand  that  consists  of  3  process  stages:  preparation  and decomposition  process,  dissolution  and  precipitation  process,  and  extraction  and  thermal decomposition process. One of equipment required in the dissolution and precipitation process is partial dissolution tank that is used for changing thorium hydroxide and other compounds to chloride  compounds so  that  the  thorium  can  be  separated  from  other  compounds    through extraction process in the third process stages, namely   extraction and   thermal decomposition process. The design of tank for partial dissolution has been conducted through determination of tank dimension, design pressure ,tank thickness, dimension of agitator and motor power. Results of the calculation are as follows: vertical cylinder tank having the type head flange only, tank volume 0.2 m3 ,diameter of tank 0.6 m total height 1 m, thickness of shell and head 0.25 inch, construction material SS-316L, and agitator having marine propeller square type with 3 blades pitch using 1 HP motor standard.Key words: tank design engineering, ThO2, monazite sand, partial dissolution process
PEREKAYASAAN PENCACAH RIA IP10.1 Hari Nurcahyadi; Benar Bukit Bukit
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 7, No 14 (2010): Nopember 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (685.358 KB)

Abstract

Perekayasaan perangkat Radioimmunoassay (RIA) IP10.1 merupakan inovasi yang dilakukan oleh PRPN - BATAN pada tahun 2010. Inovasi yang dilakukan pada perangkat RIA IP10.1 adalah pada sistem sample changer, sistem sample changer pada perangkat RIA IP10.1 menerapkan 2 sistem linear axis (X, Z) dengan motor penggerakservo AC. Pada perangkat RIA IP10.1 juga menggunakan 5 buah detektor, sehingga proses pencacahan 50 (Lima Puluh) sample diharapkan lebih cepat. Seperti pendahulunya, Seluruh pencacahan, prosedur pengambilan data dan mekanisme operasi dalam sistem ini seluruhnya dikendalikan oleh PC melalui modul elektronik. Modul elektronik tersebut terdiri dari modul tegangan tinggi, modul penguat dan pengolah sinyal, modul pencacah, modul tegangan rendah, modul driver pengendali motor dan interface USB. Adapun akusisi data dan sistem komunikasinya menggunakan port USB dengan komputer.ENGINEERING DEVELOPMENT OF RIA IP10.1 This activity is an innovation works by PRPN - BA TAN in 2010. The Innovations works are to make a sample changer system of the IP10.1 RIA by implementing 2 linear axis system (X, Z) with AC servo motor. In the RIA IP10.1 also uses 5 pieces of the detector, so that the enumeration process of 50 (Fifty) samples is expected to be faster. Like its predecessor, the whole enumeration, data collection procedures and mechanisms operating within this system is entirely controlled by a PC via an electronic module. Electronics module consists of a high voltage module, amplifier and signal processor module, the module enumerators, low-voltage module, the module driver motor controller and a USB interface. The data acquisition and communication system use a USB port of the computer.
MODUL PERANGKAT LUNAK AKUISISI CITRA DAN KENDALI MEJA PUTAR PROTOTIPE PERANGKAT RADIOSKOPI UNTUK INDUSTRI MANUFAKTUR Andeka Tris Susanto; Kristedjo Kurnianto; Demon Handoyo; Fitri Suryaningsih
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 14, No 1 (2017): Juni 2017
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (973.917 KB)

Abstract

ABSTRAKMODUL PERANGKAT LUNAK AKUISISI CITRA DAN KENDALI MEJA PUTAR PROTOTIPE PERANGKAT RADIOSKOPI UNTUK INDUSTRI MANUFAKTUR. Sejalan dengan perkembangan teknologi digital, saat ini uji tak rusak (NDT) banyak dilakukan secara digital. Radiografi digital adalah sebuah bentuk pencitraan sinar-X, dimana sensor-sensor sinar-X digital digunakan menggantikan film radiografi konvensional. Perkembangan teknik digital memberikan keunggulan dalam waktu pengolahan dan analisis citra radiografi. Saat ini BATAN sedang melakukan penelitian dan pengembangan metode uji tak rusak (NDT) dengan menggunakan pesawat sinar-X yang dilengkapi dengan modul prototipe perangkat radioskopi. Untuk mengoperasikan perangkat radioskopi ini telah dikembangkan modul perangkat lunak akuisisi citra dan kendali meja putar. Perangkat lunak ini mempunyai beberapa keunggulan diantaranya yaitu tersedianya fitur integration frame yang digunakan untuk mengurangi noise dalam proses akuisisi citra. Selain itu tersedia fitur temporal median filter yang berguna untuk memperhalus kontur citra pada salah satu sisi citra. Perangkat lunak ini juga tersedia fitur kendali meja putar yang mampu melakukan akuisisi citra secara otomatis dengan proyeksi berbagai sudut. Hasil akuisisi citra tersebut disimpan secara otomatis dan kemudian digunakan untuk rekonstruksi tomografi.Kata kunci: akuisisi, radiografi digital, perangkat lunak, radioskopi ABSTRACTSOFTWARE MODULE FOR IMAGE ACQUISITION AND ROTATING DESK CONTROL PROTOTYPE OF RADIOSCOPY DEVICE FOR MANUFACTURING INDUSTRY. In line with the development of digital technology, the current nondestructive testing (NDT) is mostly done digitally. Digital radiography is a form of X-ray imaging, in which digital X-ray sensors are used in place of conventional radiographic films. The development of digital techniques provides an advantage in processing time and radiographic image analysis. Currently BATAN is conducting research and development of Nondestructive Testing method (NDT) using X-ray equipment equipped with radioscopy device prototype module. To operate this radioscopy device, an image acquisition software module and control for turning table has been developed. This software has several advantages including the frame integration feature which is used to reduce noise in the image acquisition process. In addition there is also a temporal median filter feature which is useful to refine the contour of one side of an image. The software also provides a feature of a playback control feature that is capable of performing image acquisition automatically with multi angle projection. The results of the acquisition image are automatically stored and then used for tomographic reconstructionKey words: acquisition, digital radiography, software, radioscopy
PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI GAMMA ISOTOP DENGAN SPEKTRUM ENERGI YANG KOMPLEK Sri Mulyono Atmojo; Abdul Jalil
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 4, No 8 (2007): November 2007
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2546.506 KB)

Abstract

ABSTRAK Telah dilakukan  suatu  perhitungan  untuk  menentukan  tebal shielding   gamma  dari isotop pemancar  radiasi  gamma  yang  komplek.   Studi perhitungan  ini  dilakukan  untuk  memperoleh besarnya nilai tebal shielding yang terbuat dari timbal dan untuk  menentukan  spektrum energi gamma yang harus  diberi perisai.  Metode yang digunakan  adalah  menghitung  paparan  setiap energi radiasi  berdasar  prosentase  pancarannya.   Selanjutnya  hasil perhitungan  ini diterapkan pada  tabel  ketebalan  perisai  timbal  terhadap  faktor pengurangan  dosis  untuk  berkas  radiasi yang lebar, akan diperoleh  nilai tebal perisai setiap energi gamma dari isotop pemancar  gamma yang  komplek.  Berdasar     nilai  tersebut  dapat  ditentukan   tebal xang   diperlukan   di  dalam merekayasa  perisai radiasi gamma.  Contoh  hasil perhitungan  dari 192Ir  r memperlihatkan bahwa radiasi gamma dengan  energi tertinggi  tidak selalu yang harus diproteksi.  Berdasar pada hasil dari  perhitungan   ini  dapat  disimpulkan   bahwa  radiasi  gamma  yang  memberikan   laju  dosis tertinggi merupakan radiasi yang perlu diproteksi. Kata kunci:  perisai, radiasi gamma, energi komplek  ABSTRACT A calculation  of gamma  shields  thickness  for isotope  having a complex    gamma  spectrum was investigated.  The aim of calculation  study is carried out to find  the shield thickness  made by lead, and to determine  the gamma  spectrum  that would be protected.    The methode  to be used in this study is by calculation  the intensity of every gamma  energy  spectrum  basically  on the percent of radiation  activity.  Furthermore,  the result of the calculation  is applied to a table of the lead shield thickness  and dose reduction  factor. By this the lead shield thickness  for every gamma energy spectrum  from the isotope can be defined.    Basically this result,  can be used to determine the thickness  of lead shield in which gamma radiation shield will be fabricated.  As an example,  the  highest  gamma  spectrum  isotope  of  192Ir  not  always  shall  be  protected,   but gamma spectrum that gives a highest dose shall be protected. Keywords : shielding, gamma radiation, complex energy
PERHITUNGAN KEBUTUHAN COOLING TOWER PADA RANCANG BANGUN UNTAI UJI SISTEM KENDALI REAKTOR RISET Muhammad Awwaluddin; Puji Santosa; Suwardiyono Suwardiyono
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 9, No 1 (2012): Juni 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (388.571 KB)

Abstract

CALCULATION OF THE NEED FOR COOLING TOWER ON DESIGN OF STRAND TEST RESEARCH REACTOR CONTROL SYSTEM. Cooling tower on the strand test engineering research reactor control system functioning as a heat transfer medium from the heat exchanger to air. To get the transfer of heat or cooling is maximal then the determination of cooling tower needs to be precise. Cooling tower is expected to accept and release heat at 1.191 kw from the heat exchanger. To support these needs will require the calculation of cooling tower needs. Thus the cooling tower is expected to be installed later can meet the needs. PERHITUNGAN KEBUTUHAN COOLING TOWER PADA RANCANG BANGUN UNTAI UJI SISTEM KENDALI REAKTOR RISET. Cooling tower pada rancang bangun untai uji sistem kendali reaktor riset berfungsi sebagai media pemindah panas yang berasal dari heat exchanger ke udara. Untuk mendapatkan hasil pemindahan panas atau pendinginan yang maksimal maka penentuan kebutuhan cooling tower harus tepat. Cooling tower ini diharapkan mampu menerima dan melepaskan panas sebesar 1,191kw yang berasal dari heat exchanger. Untuk mendukung kebutuhan tersebut maka diperlukan perhitungan kebutuhan cooling tower. Dengan demikian diharapkan cooling tower yang akan dipasang nantinya bisa memenuhi kebutuhan.  
PEMBUATAN DIAGRAM ALIR PENGOLAHAN AIR BEBAS MINERAL DENGAN PENUKAR ION UNTUK PABRIK YELLOW CAKE DARI URANIUM HASIL SAMPING PABRIK ASAM FOSFAT Tukiman Tukiman; Puji Santoso
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 10, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (4102.927 KB)

Abstract

ABSTRAK.PEMBUATAN  DIAGRAM ALIR  PENGOLAHAN AIR  BEBAS MINERAL  DENGAN PENUKAR  ION  UNTUK  PABRIK  YELLOW  CAKE  DARI  URANIUM  HASIL  SAMPING PABRIK  ASAM  FOSFAT.Telah dilakukan pembuatan  diagram  alir  pengolahan  air  bebas mineral dengan menggunakan resin penukar ion untuk  pabrik yellow cake dari uranium hasil samping pabrik  asam fosfat. Dasar pembuatan     diagram alir   ini adalah requirement dari kebutuhan air bebas mineral untuk proses  pabrik yellow cake  yaitu sebesar 16369   kg/jam. Plant  dioperasikan  8 jam  sehari,  diperlukan  sistem  pengolahan  air bebas mineral  untuk memenuhi kebutuhan tersebut. Sarana dan peralatan yang diperlukan untuk membuat instalasi air bebas mineral   adalah: air baku, pompa,  bak penampung air baku,  saringan pasir, tangki kation,  tangki anion,  pembubuh resin dan bak penampung air bebas mineral. Air bebas mineral untuk proses pada pabrik yellow  cake   ini beroperasi  dengan kapasitas 60 m3/jam,   8 jam operasi =  480 m3 .  Volume resin kation = 1035  liter,  Volume resin anion = 2229 liter dan volume resin mix bed = 2566 liter. Untuk mengalirkan dan pengaturan aliran air diperlukan pipa dan katup-katup sebagai peralatan pengendalian. Hasil dari rancangan ini adalah gambar diagram alir pengolahan air bebas mineral untuk pabrik yellow cake.Kata kunci: Diagram alir, pengolahan, penukar ion,  air bebas mineral. ABSTRACTA FLOW CHART CONSTRUCTION OF DEMINERALIZED WATER TREATMENT BY ION EXCHANGERS FOR YELLOW CAKE PLANT FROM BY PRODUCT OF PHOSPHORIC ACID PLANT. A flow chart of demineralized water treatment using ion exchange resin for plant yellow cake from by product of phosphoric acid plant has been created. Basis of this flow chart construction is the mineral -  free water requirement for the yellow cake plant at 16389 kg/hour. The plant  will be operated at  8 hours per  day so  that it requires the demineralized water treatment .     Facilities and equipment necessary to make the installation of demineralized water are:   raw  water,  pump,   raw  water  tank,   sand  filter,  cation  tank,   anion  tank, resin  and demineralized water tank.  The demineralized water for this yellow cake plant operates with a capacity of 60 m3/hr, 8 hours of operation 480 m3,  volume 1035 liters cation resin,  anion resin volume 2229 liters and the volume of 2566 liters of resin mixbed.   To drain the water flow and settings,  it uses pipe and valve as control equipment. The result of this design is as a flow chart of demineralized water treatment for yellow cake plant.Keywords: flow chart, processing, mineral-free water.
RANCANGAN DASAR PENGOLAH DATA DAN PENAMPIL LOKAL KANAL DAYA LOGARITMIK DIGITAL BERBASIS MIKROKONTROLER Nur Khasan; Syahrudin Yusuf
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 6, No 11 (2009): Juni 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1062.639 KB)

Abstract

RANCANGAN DASAR PENGOLAH DATA DAN PENAMPIL LOKAL KANAL DAYA LOGARITHMIC DIGITAL BERBASIS MIKROKONTROLLER. Rancangan dasar telah dibuat untuk pengolah data dan penampil lokal sistem kanal daya logaritmik berbasis mikrokontroller yang akan digunakan sebagai pendamping dan diversifikasi alat ukur daya reaktor. Kanal daya ini dirancang menggunakan komponen digital TTL dan mikrokontroler. Mikrokontroller berfungsi sebagai penerima data, pengolah data, penampil data dan penerus instruksi ke system lain. Mikrokontroler sebagai pengolah data digunakan untuk mengukur persen daya reaktor, perioda dan keputusan trip reaktor. Dari rancangan ini dibuat penampilan nilai numerik persen daya ditampilkan secara on-line pada penampil lokal untuk jangkauan pengukuran fluks neutron dari 1 nV sampai dongan 1010 nV. Kanal daya ini diharapkan bisa mendukung sistem yang sudah ada yang berbasis analog dalam lingkup Sistem lnstrumentasi dan Kendali reactor nuklir. A BASIC DESIGN OF MICROCONTROLLER BASED DATA PROCESSOR AND LOCAL DISPLA Y FOR DIGITAL LOGARITHMIC POWER CHANNEL. A data processor and its local display for a digital logarithmic power channel, which will be used as a complement and diversification of nuclear reactor instrument, has been designed using microcontroller base circuit. This power channel has been designed using TTL device and microcontroller. The roll of the microcontroller will be as data acquisition, data processing for the measurement of percentage reactor power, period and the trip decision. In this design has been. created display of numerical value will be display on the local display in on-line mode for 1 nV to 1010 nV neutron flux measurement range. This logarithmic power channel is expected to support the existing instrument which uses analog system in Instrumentation and Control System of nuclear reactor
DESAIN RINCI KONTAINER SUMBER RADIASI Ir-192 DAN LANDASANNYA PADA PERANGKAT BRAKITERAPI HIGH DOSE RATE (HDR) Rahmat Rahmat; Tri Harjanto; Ari Satmoko
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 13, No 1 (2016): Juni 2016
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1530.461 KB)

Abstract

Abstrak            DESAIN RINCI KONTAINER SUMBER RADIASI Ir-192 DAN LANDASANNYA PADA PERANGKAT BRAKITERAPI HIGH DOSE RATE (HDR). PRFN BATAN mengembangkan perangkat brakiterapi dosis tinggi dengan memperbaiki prototip awal perangkat brakiterapi dosis sedang. Sumber radiasi yang akan digunakan adalah Ir-192 dengan aktifitas 15 Ci. Secara umum, perangkat brakiterapi terdiri dari tiga modul yaitu modul penggerak sumber, modul kontainer sumber dan modul distributor channel. Berbagai perbaikan dilakukan yang di antaranya adalah merubah desain modul kontainer sumber. Bahan timbal sebagai perisai radiasi diganti dengan tungsten. Kegiatan desain rinci diawali dengan menggambar komponen-komponen utama dari modul kontainer sumber yaitu tube kontainer, kontainer tungsten, silinder timbal, penutup timbal, dan dudukan kontainer. Setelah semua komponen tergambar, tahap berikutnya adalah mendesain proses perakitan untuk membentuk modul kontainer sumber. Baik pemodelan komponen maupun proses perakitan dikerjakan menggunakan piranti lunak SolidWORK untuk mengurangi kemungkinan kesalahan desain. Dengan desain baru ini, berat kontainer perisai radiasi dapat ditekan hingga menjadi sekitar 30 kg yang semula 80 kg. Landasan atau base plate juga didesain untuk memposisikan modul kontainer sumber terhadap modul-modul lainnya.Kata kunci : Brakiterapi , desain rinci, kontainer sumber, tungsten, landasan ABSTRACT                                                                     A DETAILED DESIGN OF Ir-192 RADIATION SOURCE CONTAINER AND ITS BASE FOR HIGH DOSE RATE (HDR) BRACHYTHERAPY DEVICE. PRFN BATAN develops high-dose rate brachytherapy equipment to improve the preliminary medium dose rate prototype. The radiation source to be used is Iridium-192 with activity of 15 Ci. In general, brachytherapy equipment consists of three modules, namely driving source module, source container module and distributor channel module. Various improvements are developed which of them is modifying the design of the container resource module. Lead as radiation shielding material is replaced with tungsten. Detailed design activity begins by drawing the main components of the module container sources that are container tube, tungsten container, lead cylinder, lead covers, and container holders. After all the components envisaged, the next step is to design an assembly process into a source container module. Both components model and the assembly process are developed using the SolidWORK software to reduce the possibility of design errors. With this new design, the weight of radiation shielding container in tungsten can be reduced to approximately 30 kg instead of 80 kg by using lead material. A base plate is also designed to position the source container modul among other modules.Keywords: brachytherapy, detailed design, source containers, tungstene, baseplate
STRATEGI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS PLTN Bandi Parapak; Siti Alimah
PRIMA - Aplikasi dan Rekayasa dalam Bidang Iptek Nuklir Vol 6, No 12 (2009): Nopember 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (571.203 KB)

Abstract

ABSTRAK STRATEGI   PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS PLTN. Telah dilakukan kajian strategi pengelolaan bahan bakar bekas PLTN. Bahan bakar bekas adalah satu produk samping dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Operasi teknis yang berhubungan dengan pengelolaan bahan bakar bekas yang dikeluarkan dari reaktor adalah daur ujung belakang. Daur ujung belakang dibagi menjadi tiga, yaitu ; daur sekali pakai (daur terbuka), daur tertutup dan kebijakan wait and see  (penundaan keputusan). Strategi apapun yang dipilih pada daur ujung belakang dari daur bahan bakar nuklir, fasilitas penyimpanan Away-from-Reactor (AFR) perlu dibangun. Pada daur terbuka semua bahan bakar bekas dipertimbangkan sebagai limbah dan ditujukan untuk dibuang dalam penyimpanan geologi yang dalam.  Sedang daur tertutup dibagi menjadi : (1) uranium dan plutonium diambil kembali dari bahan bakar bekas dengan olah ulang dan daur ulang untuk membuat bahan bakar mixed oxide (MOX), (2) transmutasi limbah dalam fasilitas reaktor nuklir subkritis dengan menggunakan akselerator, (3) konsep DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In CANDU). Dalam kebijakan wait and see, bermaksud, pertama kali menyimpan bahan bakar bekas dan memutuskan tahapan selanjutnya untuk olah ulang atau pembuangan. Kata kunci : bahan bakar bekas, daur terbuka, daur tertutup, wait and see ABSTRACT THE MANAGEMENT STRATEGY OF SPENT NUCLEAR FUEL. An assessment of management strategy of spent nuclear fuel has been carried out. The spent nuclear fuel  is one of the by-products of nuclear power plant. The technical operations related to the management of spent fuel   discharged from reactors are called the back-end fuel cycle. It can be largely divided into three option s : the once-through cycle, the closed cycle and the so-called ”wait and see” policy. Whatever strategy is selected for the back-end of the nuclear fuel cycle, Away-from- Reactor (AFR) storage facilities has to be constructed. For the once-through cycle, the entire content of spent fuel is considered as waste, and is subject to be disposed of into a deep underground repository. In the closed cycle, however, can be divided into : (1) uranium and plutonium are recovered from spent fuel by reprocessing and recycled to manufacture mixed oxide (MOX) fuel rods, (2) waste transmutation in accelerator-driven subcritical reactors, (3) DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In CANDU) concept. In wait and see policy, which means first storing the spent fuel and deciding at a later stage on reprocessing or disposal. Keywords : spent nuclear fuel, once-through cycle, closed cycle, wait and see

Page 8 of 23 | Total Record : 228

 6   7   8   9   10 

Filter by Year

1999 2021


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 18, No 2 (2021): Nopember 2021 Vol 18, No 1 (2021): Juni 2021 Vol 17, No 2 (2020): Nopember 2020 Vol 17, No 1 (2020): Juni 2020 Vol 16, No 2 (2019): Nopember 2019 Vol 16, No 1 (2019): Juni 2019 Vol 15, No 2 (2018): Nopember 2018 Vol 14, No 1 (2017): Juni 2017 Vol 13, No 2 (2016): November 2016 Vol 13, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 12, No 2 (2015): November 2015 Vol 12, No 1 (2015): Juni 2015 Vol 11, No 2 (2014): November 2014 Vol 11, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 10, No 2 (2013): November 2013 Vol 10, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 9, No 2 (2012): Nopember 2012 Vol 9, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 8, No 2 (2011): Nopember 2011 Vol 8, No 1 (2011): Juni 2011 Vol 7, No 14 (2010): Nopember 2010 Vol 7, No 13 (2010): Juni 2010 Vol 6, No 12 (2009): Nopember 2009 Vol 6, No 11 (2009): Juni 2009 Vol 5, No 10 (2008): Nopember 2008 Vol 5, No 9 (2008): Juni 2008 Vol 4, No 8 (2007): November 2007 Vol 4, No 7 (2007): Juni 2007 Vol 3, No 6 (2006): November 2006 Vol 3, No 5 (2006): Juni 2006 Vol 2, No 1 (2005): Desember 2005 Vol 1, No 2 (1999): Oktober 1999 Vol 1, No 1 (1999): April 1999 More Issue