Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"ABSTRAKTerapan teknologi beton pada bidang konstruksi semakin berkembangdisamping karena aspek kemudahan pengerjaan dan nilai ekonomis betonmerupakan nilai tambah. Penggunaan beton sebagai penahan radiasi untuk unitradiologi, instalasi radio metalurgi ( RMI ) reaktor untuk penelitian dan reaktornuklir pembangkit listrik yang berhubungan dengan paparan radiasi.Beton untuk berbagai tipe telah dipergunakan secara luas sebagai strukturpenahan radiasi untuk peketja dan peralatan terhadap paparan radiasi yang merusakdan partikel nuklir. Sifat-sifat yang dibutuhkan dari beton penahan radiasi adalahbeton harus memiliki kandungan Hidrogen tinggi untuk menangkap neutron cepat( fast neutron ), beton harus mempunyai daya tahan terhadap tegangan panas( thermal stresses ) yang diakibatkan panas dari penangkapan neutron danselanjutnya beton harus mempunyai massa yang cukup padat untuk mengatenuasisinar gamma. Beton penahan radiasi harus tahan terhadap panas radiasi dari sistemselama rnasa operasi. Diketahui bahwa kemampuan beton menyerap sinar gammaproporsional terhadap densitasnya, ketebalan perisai bisa dikurangi biladipergunakan beton dengan densitas tinggi. Densitas beton bisa dinaikan denganmempergunakan agregat dengan specific gravity tinggi. Material dengan densitastinggi tersebut diantaranya adalah : Barit, Hematit, Limonit,Magnetit dan agregatberat artifisial seperti steelslag, dan srap iron atau iron ore.Untuk terapan khusus perlu memodifikasi beton densitas tinggi denganmenambah kandungan Hidro gen dan elemen pendukung yang memiliki penampanglintang lintasan dengan efektifitas besar ( large effective removal cross section )dengan tujuan mengatenuasi radiasi neutron dan sinar gamma. Untukmemperlambat neutron cepat beton harus mengandung material ringan sepertiHidrogen. Dari komposisi unsur penyusun agregat berat diketahui bahwa densitastinggi tidak sebanding dengan kandungan Hidrogen tinggi. Karena hal tersebut diatas disyaratkan untuk disain fasilitas bangunan nuldir dipenuhi sifa -sifat nuklir( nuclear properties) dan sifat-sifat fisik dan mekanik ( physical and mechanicalproperties ) yang memberikan suatu kinerja tinggi dari penahan radiasi dalampengoperasian.Atenuasi dapat diartikan sebagai kemampuan suatu material untukmengurangi intensitas paparan radiasi yang melaluinya. Sebagian radiasi berasaldari proses fisi, hanya neutron dan foton yang memiliki kemampuan cukup untukpenetrasi dan mengakibatkan kerusakan biologi terhadap beton yang menjadimasalah. Untuk kasus neutron, spektrum energi tinggi dihasilkan Iangsung dariproses fisi dan untuk foton, sumber energi gamma tinggi yang didistribusikanrnelalui inti dan penahan radiasi sebagai akibat dari energi terikat yang terlepasketika neutron diserap oleh inti.Penelitian ini dimaksudkan untuk mempelajari karakteristik atenuasi darimaterial dan sifat-sifat mekanik yang memenuhi kriteria sebagai material penahanradiasi seperti ketahanan ( durability ), efektivitas terhadap paparan radiasi danekonomis. Dari penelitian ini diharapkan dapat memberikan suatu altenatif materialpenahan radiasi dengan proyeksi pada fasilitas bangunan nuklir.

---

"

"Reaktor tipe HTGR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (~900°C). Terdapat 2 tipe elemen bakar HTGR yaitu praismatik dan pepple bed. Kedua tipe elemen bakar tersebut tersusun dari partikel berlapis TRISCO yang terdiri dari lapisan IPyC, SiC, dan OPyC yang berfungsi sebagai pengungkung produk fisi dan menjaga integritas bahan bakar. Reaktor beroperasi dengan temperatur tinggi, sehingga kinerja/kemampuan bahan bakar dalam menajan produk fisi perlu diketahui. Tujuan studi adalah untuk memperoleh pemahaman tentang karakteristik produk fisi yang dihasilkan bahan bakar, karakteristik penghalang dan kinerja bahan bakar dalam menahan produk fisi. Metode yang digunakan adalah kajian dan analisis dengan mengevaluasi kemampuan penghalang (barrier) dalam menahan produk fisi pada elemen bakar primatik dan pebble. Hasil studi menunjukkan bahwa terdapat beberapa mekanisme beberapa produk potensial lepasnya produk fisi, yaitu: difusi melalui lapisan, kerusakan lapisan, korosi SiC oleh produk fisi palladium dan dekomposisi termal SiC. Bahan bakar merupakan penghalang pertama terhadap beberapa mekanisme potensial lepasnya radionuklida produk fisi sedangkan lapisan SiC merupakan penghalang utama yang menahan sebagian besar produk fisi gas dan padat pada temperatur operasi normal (< 1250°C). "

"Dipelajari efek temperatur pada persamaan keadaan materi nuklir dan materi neutron pada bintang neutron. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan model nuklir Walecka dengan pendekatan medan rata-rata. Penelitian difokuskan pada studi perubahan massa efektif, energi densitas, energi ikat dan tekanan, terhadap perubahan temperatur.

---

The temperature effects in the equation of state of nuclear and neutron matter in the neutron star are studied. The calculation are done by using Walecka Nuclear Model within Mean Field Approximation. The investigation focus are the change of effective mass, energy density, binding energy and pressure by increasing temperature."

"Telah dilakukan penelitian terhadap teras reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 100 Mwe berbahan bakar UO2. Reaktor ini menggunakan moderator grafit dan helium sebagai pendingin. Studi down scale dilakukan tanpa mengubah geometri teras maupun geometri bahan bakar. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, moderator dan pendingin serta nilai ekonomis bahan bakar. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain bahan bakar yang bernilai ekonomis dan memiliki fitur keselamatan melekat. Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 2003. Hasil yang diperoleh adalah desain bahan bakar UO2 berbentuk pebble dengan pengkayaan 10% U235 dan 90 ppm racun dapat bakar Gd2O3. Nilai faktor multipilkasi effektif keff pada beginning of life (BOL) adalah 1,01115 dan menjadi 1,00588 setelah 2658 hari operasi reaktor (EOL). Koefisien reaktivitas temperatur total diperoleh sebesar - 3,25900E-05 ∆k/k/K saat BOL dan -1,10615E-04 ∆k/k/K saat end of life (EOL). Reaktor ini memenuhi karakteristik keselamatan melekat ditandai dengan nilai koefisien reaktivitas temperatur yang negatif."

"Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bahan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.Sementara itu, mulai tahun 2011 Jurnal Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA akan terbit tiga kali dalam setahun, yaitu Februari, Juni dan Oktober."

"Kadar unsur logam K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc dan Co dalam 14 sampel teh hijau, teh hitam, teh hitam dengan aroma melati, aroma vanila, bunga rosella dan air seduhan teh telah ditentukan dengan analisis aktivasi neutron. Sampel teh dipilih dari produksi dalam negeri dan diperoleh dari Pasar Swalayan di daerah Serpong. Iradiasi neutron sampel dilakukan di Fasilitas Iradiasi reaktor RSG-GAS pada fluks neutron thermal sekitar sekitar 1013 ncm-2s-1. Prosedur kerja menggunakan SOP yang dikeluarkan oleh FNCA. Sebagai kontrol mutu digunakan SRM-NIST 1573a Tomato leaves dan NIST 1547 Peach leaves. Hasil analisis menunjukkan bahwa konsentrasi semua unsur bervariasi tergantung jenis teh. Konsentrasi Ca, K, Mg dan Mn dalam teh cukup tinggi > 100 mg/kg . Konsentrasi Ca dan K memiliki rentang nilai antara 1135,36-9123,21 dan 1064,41-2473,12 mg/kg serta Mg 2725,6-5528,5; dan Mn 95,38-815,48 mg/kg. Unsur mikroesensial Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb dan Zn memiliki konsentrasi < 100 mg/kg. Sebagian besar unsur dalam teh dilepaskan dalam air seduhan dengan persentase berbeda dengan rentang nilai antara 27,89-68,94 % tergantung jenis sampel teh. Tidak terdeteksi unsur toksik Hg, Cd dan As, kecuali unsur Cr dengan konsentrasi masih cukup rendah. Dengan demikian minuman teh cukup baik menjadi sumber unsur esensial bagi tubuh dan tidak mengandung logam toksik."

"Turbulensi aliran pendingin pada proses perpindahan panas berfungsi untuk meningkatkan nilai koefisien perpindahan panas, tidak terkecuali aliran dalam kanal bahan bakar. Program CFD (CFD=computational fluid dynamics), FLUENT adalah program komputasi berbasis elemen hingga (finite element) yang mampu memprediksi dan menganalisis fenomena dinamika aliran fluida secara teliti. Program perhitungan CFD dipilih dalam penelitian ini karena selain akurat juga dapat memberikan visualisasi dengan baik. Penelitian ini bertujuan untuk memahami karakteristika perpindahan panas, massa dan momentum dari dinding rod bahan bakar ke pendingin secara visual, pada medan temperatur, medan tekanan, dan medan energi kinetika pendingin, sebagai fungsi dinamika aliran di dalam kanal, pada kondisi tunak dan transien. Analisis dinamika aliran pada kanal bahan bakar PWR berbasis CFD dilakukan dengan menggunakan sampel data reaktor PWR dengan daya 1000 MWe dengan susunan bahan bakar 17x17. Untuk menguji sensitivitas persamaan aliran yang sesuai dengan model aliran turbulen pada kanal bahan bakar dilakukan pemodelan dengan menggunakan persamaan k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), dan Reynold stress model (RSM). Pada analisis sensitivitas aliran turbulen di dalam kanal digunakan model mesh hexahedral dengan memilih tiga geometri sel yang masing masing berukuran 0,5 mm; 0,2 mm dan 0,15 mm. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis kondisi tunak (steady state), terdapat hasil yang mirip pada model turbulen Ƙ-ε standard dan Ƙ-ω standard. Pengujian terhadap kriteria Dittus Boelter untuk bilangan Nusselt menunjukkan bahwa model Reynold stress model (RSM) direkomendasikan. Analisis sensitivitas terhadap geometri mesh antara sel yang berukuran 0,5 mm, 0,2 mm dan 0,15 mm, menunjukkan bahwa geometri sel sebesar 0,5 mm telah mencukupi. Aliran turbulen berkembang penuh telah tercapai pada model LES dan DES, meskipun hanya dalam waktu singkat (3 s), model LES memerlukan waktu komputasi yang sangat lama dan membutuhkan memori yang besar."