cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Forum Nuklir
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
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 194 Documents
STRATEGI NASIONAL UNTUK PENDIDIKAN DAN PELATIHAN DI BIDANG PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI Hiswara, M.Sc, Eri
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 13 NO 1 MEI 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (189.804 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2019.13.3.5444

Abstract

STRATEGI NASIONAL UNTUK PENDIDIKAN DAN PELATIHAN DI BIDANG PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI. Aplikasi tenaga nuklir untuk tujuan peningkatan taraf hidup dan kesejahteraan masyarakat telah berkembang dengan pesat di Indonesia. Mengingat tenaga nuklir juga memberikan risiko kesehatan yang cukup tinggi, setiap aplikasi tersebut perlu dikelola dengan baik dan hati-hati. Salah satu upaya untuk mengelola kegiatan pemanfaatan radiasi agar tidak menimbulkan risiko atau bahaya adalah dengan melakukan tindakan proteksi dan keselamatan radiasi di setiap kegiatan pemanfaatan tersebut. Untuk itu setiap instalasi atau fasilitas yang menggunakan tenaga nuklir harus memiliki sumber daya manusia yang trampil dan ahli dalam bidang proteksi dan keselamatan radiasi. Makalah ini membahas tentang strategi nasional untuk pendidikan dan pelatihan (diklat) di bidang proteksi dan keselamatan radiasi yang perlu disusun agar ketersediaan tenaga proteksi dan keselamatan radiasi tersebut dapat tersedia sesuai kebutuhan. Pembahasan meliputi analisis kebutuhan diklat, rancangan program diklat nasional, pengembangan dan penerapan program diklat, dan evaluasi program diklat. Penyusunan strategi nasional dapat diawali oleh institusi nasional yang memiliki tugas di bidang ketenaganukliran seperti Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) atau Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN), namun juga dapat dilakukan oleh institusi universitas atau perguruan tinggi yang memiliki kepedulian terhadap pengembangan sektor ketenaganukliran secara umum dan bidang proteksi dan keselamatan radiasi secara khusus di Indonesia.
PRARANCANG UNIT PENGOLAHAN LIMBAH CAIR PABRIK JEANS DENGAN TEKNOLOGI IRADIASI GAMMA Nugroho, Okto; Putra, Sugili; Kundari, Noor Anis
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 13 NO 2 NOVEMBER 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.482 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2019.13.2.5666

Abstract

Prarancang Unit Pengolahan Limbah Cair Pabrik Jeans dengan Teknologi Iradiasi Gamma. Penggunaan zat warna untuk pewarna tekstil menimbulkan masalah pencemaran lingkungan khususnya air tanah. Masalah pencemaran ini muncul karena zat warna menghambat sinar matahari untuk menembus permukaan air sehingga menganggu proses fotosintesis. Teknologi radiasi gamma hadir sebagai solusi permasalahan tersebut. Radiasi gamma ketika bereaksi dengan air akan menghasilkan spesi-spesi radikal yang sangat reaktif seperti radikal hidroksil, elektron terhidratasi, dan radikal hidrogen. Spesi-spesi radikal ini akan menyerang senyawa zat warna sehingga akan terjadi degradasi senyawa zat warna. Degradasi senyawa zat warna ini ditandai dengan semakin beningnya air dan merupakan fokus dari penelitian ini. Tingkat absorbansi sampel untuk penelitian ini dikarakterisasi dengan UV-Vis. Nilai konstanta kecepatan reaksi didapatkan sebesar 0,8568 /jam dan merupakan reaksi orde satu. Unit pengolahan beroperasi selama 330 hari dalam 1 tahun dengan jumlah tenaga kerja 97 orang. Unit pengolahan limbah cair zat warna ini beroperasi secara kontinu. Limbah cair zat warna akan didegradasi di reaktor iradiasi dengan aktivitas sumber radioaktif yang digunakan sebesar 38778,44 Ci dengan massa 34,37 gram. Analisis ekonomi diperlukan untuk menentukan kelayakan proyek ini. Untuk memulai proyek ini dibutuhkan biaya investasi total sebesar Rp. 302.214.868.272 dan total biaya produksi sebesar Rp. 60.192.080.967 dengan harga pegolahan limbah cair zat warna Rp. 1000 per kg. Dari analisis ekonomi didapatkan nilai BEP 29,97 % atau Rp. 39.515.210.597, ROI 17,60 %, Payback Time 5,68 tahun, dan DCFROR 17,799786 %. Proyek ini layak dan menarik untuk dibangun.
VERIFICATION OF THE DETERMINATION OF 12 MEV ELECTRON BEAM OUTPUT VERSA HD / 154714 LINEAR SPEEDING PLANE IN MAYAPADA HOSPITAL Firmansyah, Assef Firmando
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 14 NO 1 MEI 2020
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (391.682 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2020.14.1.5803

Abstract

VERIFICATION OF THE DETERMINATION OF THE NOMINAL ENERGY BEAM OUTPUT OF THE 12 MEV LINEAR ACCELERATOR PLANE ELEKTA VERSA HD / 154714 AT MAYAPADA HOSPITAL. This paper describes verifying the determination of the 12 MeV nominal energy beam electron water absorption dose emitted from the Elekta Versa HD / 154714 medical linear accelerator owned by Mayapada Hospital, Lebak Bulus, Jakarta. Measurements were done in the 1D water phantom Scanner under reference conditions with the distance of the radiation source to the surface of the water 100 cm and the radiation field formed by the applicator 10 cm x 10 cm and the depth corresponding to (0.6 R50 - 0.1) cm. The IBA CC13 ionization detector is used as a radiation measurement tool for PDD measurements, while the Roos parallel ionization detector is used for absolute measurements. Roos's parallel ionizer detector is aligned with PTKMR-BATAN's PTW Webline electrometer. This detector is also traced to the primary standard laboratory of BIPM, France. Meanwhile, the PCC04 chip ionizing detector parallel to the PCC04 is coupled with a Dose 1 electrometer owned by Mayapada Hospital, which is traced to the PTB primary standard laboratory. Calculation of measurement results is carried out using the IAEA dosimetry protocol contained in Technical Report Series No. 398. The results obtained indicate a fairly good fit between the two measurements with a difference of 0.3%
BAND-PASS FILTER CIRCUIT DESIGN FOR MULTI-FREQUENCY ELECTRICAL IMPEDANCE TOMOGRAPHY SYSTEM Puspitasari, Ayu Jati; Endarko, Endarko
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 13 NO 1 MEI 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (371.921 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2019.13.3.5631

Abstract

BAND-PASS FILTER CIRCUIT DESIGN FOR MULTI-FREQUENCY ELECTRICAL IMPEDACE TOMOGRAPHY SYSTEM. Electrical Impedance Tomography (EIT) is one of the emerging imaging technologies recently. The principle of EIT system is inject electric current into impedance object and measure the voltage based on the electrodes array. The current source that precise, stable, and wide-bandwidth is required to obtain voltage measurements accurately. The current source used for this EIT system is Voltage-Controlled Current Source (VCCS). The VCCS block circuit consists of several circuits, one of them is a filter circuit. The suitable filter for multi-frequency EIT system is band-pass filter. This research has been designed and fabricated a band-pass filter with cut-off frequency 1 and 250 kHz, which is using Butterworth coefficient, unity gain, and Sallen-Key topology.
STUDI PARAMETER DESAIN TERAS INTEGRAL PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BAHAN BAKAR MIXED OXIDE FUEL MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC Ardiansyah, Harun
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 12 NO 2 November 2018
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1100.735 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2018.12.2.5035

Abstract

STUDI PARAMETER DESAIN TERAS PWR INTEGRAL DENGAN BAHAN BAKAR MOXMENGGUNAKAN PROGRAM SRAC. PWR Integral menggunakan bahan bakar MOX dapat menjadi solusi untuk mengatasi permasalahan elektrifikasi di negara kepulauan dan mengakomodasi pergantian bahanbakar dari UO2 menuju MOX. PWR Integral merupakan reaktor nuklir modular dengan daya 160 MWt untuksatu modulnya. Saat ini, PWR Integral menggunakan bahan bakar UO2 sebagai bahan bakar utama. Penelitianini bertujuan untuk mengetahui perubahan performa teras reaktor dari yang sebelumnya menggunakan bahanbakar UO2 menjadi bahan bakar MOX. Penelitian ini dilakukan dengan cara memvariasikan rasio PuO2 dalambahan bakar MOX, jumlah bahan bakar, dan jenis kelongsong dengan menggunakan sistem kode SRAC2006.Studi parameter dilakukan dengan memperhatikan nilai keff, rasio konversi, dan jumlah aktinida, serta akandilakukan pula perbandingan dengan teras reaktor yang menggunakan bahan bakar UO2. Hasil penelitianmenunjukkan performa teras reaktor dengan bahan bakar MOX lebih baik daripada UO2. Desain teras PWRIntegral yang paling optimum adalah teras dengan rasio PuO2 dalam MOX 12%, diameter teras 165 cm, danjenis kelongsong Zircalloy-4. Hal ini dapat dilihat dari periode kekritisan teras reaktor yang mencapai 1521hari dengan nilai CR paling rendah adalah 0,622004. Excess reactivity yang dimiliki juga lebih rendah yaitu1,0745932 dimana desain UO2 bernilai 1,1035821. Aktinida yang dihasilkan mengalami tren penurunan seiringreaktor beroperasi.
Probability study of airplane crash on Kartini Reactor site area Bhagaskara, Zulfikar Erlan; Aufanni, N N
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 14 NO 1 MEI 2020
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (383.918 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2020.14.1.5810

Abstract

Abstract. Probability study of airplane crash at Kartini Reactor site has been carried out. Objective of this study is to determine probability of airplane crash coming from airports around Kartini Reactor site to Kartini Reactor Site. This study was carried out in several stages, namely identification of airports around Kartini Reactor site, initial screening using SDV values (10 km for small airport and 16 km for  large airport), probability calculation of airplane crash at Kartini Reactor site and comparing the calculation result with applicable regulations. Based on the identification results there are four airports / runways around the Kartini Reactor site, they are Adi Sutjipto Airport, Adi Sumarmo Airport, Depok Runway, and Yogyakarta International Airport where distance from airport to the site between 2.26-48.23 km. After screening using SDV value, that is known only Adi Sutjipto Airport which is inside SDV radius of Kartini Reactor, so that probability of airplane crash from Adi Sutjipto Airport is calculated, i.e. 3,769x10-8 events/year is. This value is still under the provisions in BAPETEN Regulation No. 4 of 2018 i.e. maximum 10-7 events/year. So it can be concluded that Kartini Reactor is safe from the possibility of airplane crash.
ANALISIS KESELAMATAN RADIASI KOLIMATOR BAHAN NIKEL PADA BEAMPORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI Akbar, Faizal; Trikasjono, Toto; Widarto, Widarto
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 13 NO 2 NOVEMBER 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (839.273 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2019.13.2.5043

Abstract

ANALISIS keSELAMATAN RADIASI KOLIMATOR BAHAN NIKEL PADA BEAMPORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI. Iradiasi adalah meletakan materi tertentu di dalam medan neutron sehingga akan terjadi reaksi antara inti atom dengan neutron. Reaksi tersebut akan menyebabkan materi menjadi radioaktif sehingga memancarkan radiasi. Analisis keselamatan radiasi berupa penentuan laju dosis gamma yang dihasilkan kolimator jika dimasukkan ke dalam beamport tembus radial reaktor Kartini selama enam jam. Hasil analisis menunjukan laju dosis gamma yang dihasilkan kolimator pada jarak 50 cm dari ujung kolimator sebesar 1,5328E-03 mR/jam. Laju dosis tersebut masih dibawah nilai batas dosis yang ditetapkan oleh BAPETEN sebesar 1 mR/jam.
GAMMA-RAY COMPUTED TOMOGRAPHY (CT) TECHNIQUE FOR TREE STEM INVESTIGATION Azmi, Bayu
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 12 NO 2 November 2018
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (380.475 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2018.12.2.5036

Abstract

TEKNIK COMPUTED TOMOGRAPHY (CT) SINAR GAMMA UNTUKINVESTIGASIBATANG POHON. Pepohonan memiliki peran yang penting dalam kehidupan manusia. Pohon-pohon dapat meningkatkan kualitas udara, menstabilkan temperatur, dan lain sebagainya. Akhir-akhir ini terdapat beberapa insiden pohon tumbang dan mengakibatkan korban jiwa. Investigasi batang pohon telah dilakukan dengan menggunakan teknik computed tomography (CT) sinar gamma untuk mempelajari kondisi bagian dalam dari batang pohon tersebut. Batang tersebut dipindai menggunakan tomografi generasi pertama yang disebut metode pemindaian parallel beam. 137Cs dengan aktivitas 80 mCi memancarkan foton gamma yang menembus batang pohon dan diterima oleh detektor sintilasi Nal(Tl) pada sisi lainnya. Kedua sumber radiasi gamma dan detektor dikolimasi menggunakan timah hitam dengan diameter celahnya sebesar 5 mm. Terdapat 128 data proyeksi yang kemudian direkonstruksi menjadi citra. Dibutuhkan waktu sekitar 522 menit untuk mendapatkan 128 data proyeksi tersebut. Citra hasil rekonstruksi menunjukkan bahwa terdapat variasi densitas dan dua lubang pada batang pohon tersebut dengan jelas. CT sinar gamma menjadi salah satu teknik yang menjanjikan untuk investigasi pohon. Pengembangan lebih lanjut dibutuhkan untuk mengurangi waktu pemindaian dan meningkatkan kualitas citra.
An Analysis of Radiation Worker Safety at SAMOP Facility PSTA-BATAN Yogyakarta Using MCNP6 Suharyana, Suharyana Suharyana
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 14 NO 1 MEI 2020
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (494.196 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2020.14.1.5824

Abstract

It has been done the calculation of g dose simulation received radiation worker around SAMOP using MCNP6. The fuel SAMOP was modelled on the solution of uranyl nitrate (UO2(NO3)2)  with  enrichment of 19.75% and a concentration of 300 g U/L. SAMOP was operated on a power of 600 watts and burn up for 6 days using ORIGEN2. From the simulation burn up acquired information g radiation contribution used to calculate the dose received by radiation workers. The Calculation of the dose rate using MCNP6 at a distance of 225 cm from SAMOP without shielding obtained the result of g dose  the amount of (11,217.39 ± 0.35) mSv/hour with the estimated working time of radiation workers at 0.02 hours/week. Addition of the barite concrete shielding with a thickness of 47.69 cm at a distance of 225 cm from SAMOP using an extrapolation approach based on the variation of the shielding thickness of simulation calculation results obtained g dose rate of 5.21 mSv/hour and estimated time maximum work of 36.98 hours/week.
SIMULASI OPERASI ABWR MENGGUNAKAN SOFTWARE DCS CENTUM VP BERBASIS DATA SIMULATOR ABWR IAEA Amda, Julfa Muhammad; Harsono, Djiwo; -, Sutanto
Jurnal Forum Nuklir JFN VOL 13 NO 1 MEI 2019
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (536.693 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2019.13.3.5042

Abstract

SIMULASI OPERASI ABWR MENGGUNAKAN DCS CENTUM VP BERBASIS DATA SIMULATOR ABWR IAEA. Simulasi operasi ABWR yang dibuat adalah simulasi dari beberapa parameter pada ABWR menggunakan perangkat lunak DCS CENTUM VP. Parameter yang dikendalikan adalah Rod Position  yang mempengaruhi parameter-parameter Dome Steam Temperature, Steam Flow from Core, Thermal Power, Average Fuel Temperature, Coolant Flowrate, Coolant Temperature, Coolant Quality, Turbine Governor Valve, Generator Power, Feedwater Flowrate, and Feedwater Temperature. Simulasi ini dibuat berdasarkan data yang diambil dari IAEA Simulator ABWR. Data yang dihasilkan kemudian diproses untuk mendapatkan persamaan matematisnya. Perancangan simulasi dilakukan menggunakan DCS CENTUM VP, dengan membuat tampilan simulasi pada Human Interface Station (HIS) dan program pada Field Control System (FCS).

Page 1 of 20 | Total Record : 194