PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM

dokumen-dokumen yang mirip
RANCANGAN ALA T BANTU PENGIRIM KAPSUL PADA SISTEM PNEUMATIC RABBIT REAKTOR RSG-GAS. Suwoto dan Sutrisno

EVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

UJI FUNGSI FASILITAS IRADIASI SISTEM RABBIT PNUMATIK REAKTOR RSG GAS MENGGUNAKAN BAHAN ACUAN STANDAR

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

PENENTUAN WAKTU TEMPUH KAPSUL HYDRAULIC RABBIT SYSTEM JALUR 2 (JBB 02) DI REAKTOR RSG-GAS. Sutrisno, Sunarko dan Elisabeth Ratnawati

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

Providing Seminar Hasil Penelitian PZTRR ISSN T0aa»2002 PENGEMBANGAN TEKNOLOGI IRADIASI

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

DISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY

KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

EVALUASI FLUKS NEUTRON TERMAL DI FASILITAS SILIKON DOPING RSG G.A. SIWABESSY

PENENTUAN UNSUR-UNSUR PADA ENDAPAN CORROSSION COUPON SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

Kata kunci: sumber radiasi, material, pascairadiasi

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

RADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI KAMAR IRADIASI PADA PRODUKSI IODIUM-125. Rohadi Awaludin

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN

BAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya

ANALISIS PENGARUH IRADIASI FLUENS NEUTRON CEPAT TERHADAP BERILIUM REFLEKTOR REAKTOR RSG-GAS

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM

PROSEDUR UJI FUNGSI SISTEM PEMINDAH TARGET SISTEM RABBIT. Djaruddin Hasibuan Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset-Batan

PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PEMETAAN FLUKS NEUTRON PADA PUSAT TERAS PASCA PERGANTIAN BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI SKRIPSI

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI

RANCANGAN ALAT BANTU MUAT-BONGKAR KAPSUL PRTF RSG-GAS

EVALUASI PEMBUATAN IODIUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN GAS XENON-124 DIPERKAYA 99.98%

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

SASARAN XENON PAD A PRODUKSI IODIUM-125 PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. 24- ISSN Rohadi Awaludin

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS

Implementasi Rangkaian Penghitung Kerapatan Fluks Neutron Terkoreksi N16 RSG-GAS Berbasis LABVIEW

PENENTUAN FAKTOR PERISAI DIRI DETEKTOR AKTIV ASI DALAM PENGUKURAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI REAKTOR RSG-GAS. Amir Hamzah P2TRR -BATAN

PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS

RADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini dilaksanakan pada tanggal 23 Februai sampai dengan Juni 2015.

ANALISIS LIMBAH RESIN DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY TAHUN 2008

PERHITUNGAN PEMBUATAN IRIDIUM-192 UNTUK RADIOGRAFI MENGGUNAKAN REAKTOR G.A. SIW ABESSY

IDENTIFIKASI SOURCE-TERM REAKTOR SERBA GUNA-G.A. SIWABESSY UNTUK KESELAMATAN OPERASIONAL

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto

PENGENDALIAN DAERAH KERJA PAPARAN RADIASI GAMMA DI RSG GAS

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

ANALISIS KESELAMATAN IRADIASI TARGET Nd2O3 DI REAKTOR RSG-GAS

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90

FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEU GUNAAN REAKTOR KARTINI PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. Widarto

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit

ANALISIS AEROSOL RADIOAKTIF DI BALAI OPERASI RSG GAS

EVALUASI KEGAGALAN KINERJA SISTEM PENANGKAP BOLA SPONGE SISTEM PEMBERSIH MEKANIK PENUKAR PANAS RSG-GAS

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK

I= 10exp {-(IlJr). Lx)}

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

PENENTUAN KEMURNIAN PERAK SEBAGAI BAHAN INDUSTRI KERAJINAN PERAK DENGAN METODE AKTIV ASI NEUTRON

BAB II KAJIAN PUSTAKA. Neutron adalah zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

MAKSIMALISASI FLUKS NETRON CEPAT PADA POSISI IRRADIASI PUSAT (CIP) REAKTOR G.A. SIWABESSY

STUDI PENENTUAN KANDUNGAN Au DALAM BATUAN DENGAN METODE AKTIVASI NEUTRON

ABSTRAK KEKUATAN. P menggunakan ABSTRACTT

Transkripsi:

YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM SUTRISNO, SARWANI, SALEH HARTAMAN, ASNUL SUFMAWAN Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN, Kawasan PUSPIPTEK Gedung No. 31 Serpong, Tangerang 15310, Banten, Indonesia Telp. +62-21-7560908, Fax. +62-21-7560573 E-mail:prsg@cbn.net.id Abstrak PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILEN DAN AL-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM. Untuk melaksanakan iradiasi suatu sampel di dalam fasilitas Rabbit System, sampel harus dibungkus dalam kapsul rabbit. Ada dua jenis kapsul rabbit yaitu kapsul jenis polietilen yang dipakai untuk wadah sampel dengan waktu iradiasi pendek (maksimum 40 menit) dan kapsul AI~1050 yang digunakan untuk wadah sampel dengan waktu iradiasi panjang (;:::3jam).Kedua kapsul tersebut mempunyai tampang lintang serapan mikroskopis yang berbeda. Untuk meningkatkan ketelitian dalam menganalisis suatu sampel dengan metode analisis aktivasi neutron, maka perlu diketahui besarn jluks neutron pada fasilitas Rabbit System. Telah dilakukan pengukuran jluks neutron termal dengan metode aktivasi keping (keping Au) di setiap posisi iradiasi fasilitas Rabbit System RS1, RS2, RS3 dan RS4 pada daya 15 MW dengan lama iradiasi 5 menit. Hasil pengukuran jluks neutron dengan kapsul polietilen pada RS1 adalah 3,488.1013 (n/cm2.det), RS2 = 3,660.1013 (n/cm2.det), RS3 = 3,577.1013 (n/cm2.det), dan RS4 = 3,714.1013 (n/cm2.det). Kapsul AI-1050 pada RS1 adalah 2,881.1013 (n/cm2.det), RS2 = 2,965.1013 (n/cm2.det), RS3 = 2,949.1013 (n/cm2.det), dan RS4 = 2,196.1013 (n/cm2.det). Kata-kata kunci: jluks neutron, polietilen, rabbit system Abstract NEUTRON FLUX MEASUREMENT BY POLYETHYLENE AND AL-I050 CAPSULE AT THE RABBIT SYSTEM FACILITY. To conduct the target irradiation at rabbit system facility sampel must be kept in a sealed capsule. There are two types of rabbit capsule, polietilen capsule and AI-1050 capsule. Polietilen capsule is used for short time irradiating (Approx. 40 minutes) and AI-1050 is usedfor long time irradiating (Approx. 3 hours). Both capsule have difference cross section microscopic absorbtion. To enhance the accuracy of analysis the target, it is used neutron activation analysis (NAA) method. It is needed the data of neutron jlux at rabbit system facility. It has been measured thermal neutron jlux by foil activation method (foil Au) at every irradiation position that are RS1, RS2,RS3 and RS4 at 15 MW power and 5 minutes irradiation time.. The result shows the following RS1 = 3,488.1013 (n/cm2.s), RS2 = 3,660.1013 (n/cm2.s), RS3 = 3,577.1013 (n/cm2.s), and RS4 = 3,714.1013 (n/cm2.s) for polietilen capsule. For AI-1050 capsule showed the result followin? RS1 = 2,881.1013 (n/cm2.s), RS2 = 2,965.1013 (n/cm2.s), RS3 = 2,949.1013 (n/cm2.s), and RS4 = 2,196.1013 (n/cm.s). Keywords: neutron jlux, polyethylene, rabbit system Sutrisno dkk 159 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 PENDAHULUAN Fasilitas iradiasi Rabbit System merupakan fasilitas iradiasi yang digunakan untuk produksi radioisotop dan untuk penelitian aktivasi neutron. Ada dua jenis Rabbit System, yaitu Hydraulic Rabbit dan Pneumatic Rabbit System. Hydraulic Rabbit menggunakan air sebagai media pengangkut kapsul iradiasi, sedangkan pada pneumatic rabbit menggunakan gas nitrogen. Di samping sebagai media pengangkut, air dan nitrogen tersebut berfungsi sebagai pendingin kapsul selama iradiasi berlangsung. Fasilitas iradiasi tersebut dapat digunakan untuk iradiasi sampel dengan waktu singkat (beberapa detik) sampai waktu relatif panjang (4-6 jam). Unrtuk sampel yang mempunyai isotop dengan waktu paruh pendek (orde detik) digunakan pneumatic rabbit yang dapat mel;akukan pengiriman lebih cepat dari hydraulic rabbit, sedangkan sampel yang mempunyai isotop dengan waktu paruh panjang menggunakan hydraulic rabbit. Untuk melaksanakan iradiasi suatu sampel di dalam fasilitas Rabbit System diperlukan suatu wadah yang disebut kapsul rabbit. Ada dua jenis kapsul rabbit yaitu kapsul jenis Polietilen yang hanya dipakai untuk wadah sampel dengan waktu iradiasi pendek (maksimum 40 menit) dan kapsul jenis AI-I050 yang digunakan untuk wadah sampel dengan waktu iradiasi panjang. Unsur C dan H sebagai penyusun bahan kapsul polietilen memiliki tampang lintang yang lebih kecil dari tampang lintang unsur Al pada kapsul AI-I050 di samping unsur pengotor yang terkandung dalam kapsul terse but. Untuk meningkatkan ketelitian dalam menganalisis suatu sampel dengan menggunakan metode Analisis Neutron (AAN), maka perlu diketahui besarnya fluks neutron di dalam kedua jenis kapsul tersebut. Dalam penelitian ini akan dilakukan pengukuran fluks neutron di dalam kapsul jenis AI-1050 dan polietilen di setiap posisi iradiasi fasilitas hydraulic rabbit, dengan cara melakukan pengukuran fluks neutron dengan metode aktivasi keping (keping Au) pada daya 15 MW dan lama iradiasi 5 menit. Dari penelitian ini diharapkan fasilitas hydraulic rabbit dapat digunakan untuk penelitian aktivasi neutron dengan akurat. TEOR! Diskripsi Fasilitas Rabbit System!l] Rabbit system adalah salah satu fasilitas iradiasi yang terletak di Berrilium Reflektor yang digunakan untuk produksi radioisotope dan analisis aktivasi Neutron. Fasilitas Rabbit System yang terdapat di RSG-GA Siwabessy ada 2 jenis yaitu Hydraulic Rabbit dan Pneumatic rabbit. Hydraulic Rabbit menggunakan air sebagai media pengangkut kapsul iradiasi, sedangkan pneumatic rabbit menggunakan gas nitrogen. RSG-GA Siwabessy mempunyai 4 buah hydraulic rabbit yang dapat dioperasikan sendiri-sendiri atau bersama-sama yang mempunyai diameter dalam pipa pengirim 36, 4 buah hydraulic rabbit tersebut dinamai Rabbit System I (RS 1) yang menempati posisi B 1, RS2 menempati C I, RS3 menempati D I dan RS4 menempati E I seperti pada konfigurasi teras RSG GA Siwabessy (Gambar 1), flow diagram hydraulic rabbit terlihat seperti Gambar 2 dan karakteristik Hydraulic rabbit dan pneumatic rabbit terlihat seperti Tabel 1. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir- BATAN 160 Sutrisno dkk

YOGY AKARTA, 21-22 DES EMBER 2006 Tabe1.1 Karakteristik No Pengukuran Uraian Jumlah Dimensi tabung pengirim Media pengirim pendingin Material pengalir T ekanan Kecepatan pemindah Material kapsul Ukuran sampel Serat sampel + Kapsul Kapasitas panas dan pipa ke~a yang dapat diiradiasi Serat Sampel Ukuran Kapsul Hydraulic Rabbit dan Pneumatic Rabbit Hydraulic Rabbit 4 sistem Diameter dalam 36 Fluks Neutron(2] Besarnya fluks neutron di dalam teras reaktor dapat dilakukan dengan dua cara yaitu dengan melakukan pengukuran fluks neutron secara langsung dan pengukuran tak langsung. Pengukuran langsung dilakukan dengan detektor neutron (FC, IC, BF3, SPND) yang didimasukkan Air Pipa pengirim dan pengembali didalam dan diluar AIMg3 kolam Tekanan sekeliling 0,6 m/dt Plastik (polietilen), Aluminium Diameter 25 Panjang 70 Maximum 70 gr Diameter luar 33 Panjang total 96 Max 100 gr 15 W/gr Pneumatic Rabbit 1sistem Diameter dalam 20 Gas Nitrogen Pipa pengirim dan pengembali didalam dan diluar AIMg3, kolam sambungan pipa di luar kolam SS 1,5 bar 10 m/dt Plastik (polietilen), Aluminium Diameter 2 0,01-0,05 gr Diameter luar 18 Panjang total 46 Max 10 gr 5 W/gr ke dalam teras reaktor. Pada pengukuran langsung ini level fluks neutron dapat langsung dilihat pada alat pembacanya, namun ketelitian hasil pengukurannya sangat rendah. Pengukuran tak langsung dilakukan menggunakan bahan detektor berupa keping atau kawat tertentu yang diaktivasi di dalam teras reaktor. Hasil pengukuran tak langsung akan dapat diperoleh sesaat setelah pencacahan keping, namun hasilnya sangat akurat. Dengan mengetahui pengelompokan energi neutron tersebut maka dalam pengukuran fluks neutron tak langsung, dipilih bahan detektor yang cocok dengan energi neutron yang akan diukur. Bahan-bahan seperti Au, In, Ag, Cu, Sc, Dy, Mn dan Fe-58 sensitif terhadap neutron yang berenergi termal dan epitermal. Untuk memisahkan neutron termal dan epitermal digunakan bahan pembungkus cadmium. Peralatan yang digunakan dalam pengukuran fluks neutron tak langsung ini adalah: I Detektor semikonduktor yang dilengkapi dengan preamplifier 2 Catu daya tegangan tinggi, penguat (amplifier) spectroscopy. 3 Perubah sinyal analog ke digital (ADC). 4 Analisis ketinggian pulsa multi kanal (MCA). 5 Komputer dengan fasilitas masukanlkeluaran (input/output). 6 Pencetak (printer) Besarnya fluks neutron termal berdasarkan aktivasi detektor keping terukur ditentukan dengan persamaanyj Dengan : BA m NO Abare Acd oth Gth A. ti Berat atom massa keping bilangan avogadro aktivitas keping terbuka aktivitas keping terbungkus cadmium tampang lintang aktivitas unsur keping Faktor perisai diri termal keping konstanta peluruhan isotop keping waktu iradiasi keping Sutrisno dkk 161 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

YOGY AKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 TAT A KERJA Pengukuran fluks neutron termal di dalam kapsul jenis polietilen dan AI-I050 dilakukan pada setiap posisi iradiasi fasilitas hydraulic rabbit (RSI, RS2, RS3 dan RS4) dengan tahapan sebagai berikut:[4] I Kapsul Polietilen (Gambar 4) dan AI-I050 (Gambar 5) sebelum diiradiasi, dibersihkan terlebih dahulu dari kotoran atau debu yang menempel pada permukaan kapsul dengan aceton. 2 Keping-keping Au yang akan digunakan sebagai bahan detektor ditimbang beratnya. Selanjutnya sebagian Au dibungkus dengan Cd dan lainnya dengan AI. 3 Dimasukkan I buah keping Au yang telah terbungkus Al ke dalam kapsul polietilen pada posisi atas dan 1 buah keping Au terbungkus Cd pada posisi bawah. 4 Iradiasi kapsul polietilen yang telah berisi keping Au pada fasilitas hydraulic rabbit RS1, RS2, RS3 24 No dan RS4 pada daya 15 MW 3 1 Posisi Ax! (108 selama 5 menit. Bq) Ab (108 Bq) 5 Keping-keping Au teraktivasi tersebut dicacah dengan menggunakan detektor Hp Ge dan dianalisis dengan MCA lama pencacahan 200-1200 detik setelah mengalami peluruhan 2-3 hari. 6 Diulangi tata kerja no.3, 4, dan 5 dengan menggunakan kapsul AI-1050. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran fluks neutron termal dengan metode aktivasi keping (keping Au) di setiap posisi iradiasi fasilitas hydraulic rabbit (RS1, RS2, RS3 dan RS4) menggunakan kapsul jenis polietilen dan AI-1050 dapat dilihat pada Tabel2 dan Tabel 3. Tabe12. Hasil Pengukuran F1uks Neutron Terma1 Di Hydraulic Rabbit System Pada Daya 15 MW Menggunakan Kapsu1 Polietilen. No 1 2 3 4 Posisi Iradiasi RS1 RS2 RS3 RS4 keping terbuka, At, (108 ~ 7,280 7,630 7,425 7,740 Dari Tabel 2 dapat dibuat grafik hasil pengukuran fluks neutron menggunakan kapsul polietilen seperti terlukis dalam Gambar 6. Tabe13. Hasi1 Pengukuran F1uks Neutron Terma1 di Hydraulic Rabbit System Pada Daya 15 MW Menggunakan RS1 RS2 RS3 RS4 keping neutron keping Fluks Iradiasi terbuka, terbungkus cadmium, 6,8902,035 6,7501,750 6,8351,860 6,9301,503 2,965 2,949 2,196 2,881 n/(cm2.det) termal 1013 keping terbungkus cadmium, Acd (108 Bq) 1,395 1,450 1,390 1,461 Kapsu1 A1-1050. Fluks neutron termal 1013 n/(cm2.det) 3,488 3,660 3,577 3,714 Dari Tabel 3 di atas dapat dibuat grafik hasil pengukuran fluks neutron menggunakan kapsul AI-1050 seperti terlukis dalam Gambar 7. Dari Tabel di atas, hasil pengukuran fluks neutron di setiap posisi iradiasi menggunakan kapsul polietilen pada RS1 adalah 3,488.1013 n/(cm2.det), RS2 = 3,660.1013 n/(cm2.det), RS3 = 3,577.1013 n/(cm2.det) dan RS4 = 3,714.1013 n/(cm2.det), sedangkan pengukuran fluks neutron di setiap posisi iradiasi menggunakan kapsul AI 1050 pada RS1 adalah 2,881.1013 n/(cm2.det), RS2 = 2,965.1013 n/(cm2.det), RS3 = 2,949.1013 n/(cm2.det) dan RS4 = 2,196.1013 n/( cm2.det). Dari harga fluks neutron termal tersebut menunjukkan bahwa harga fluks neutron termal di dalam kapsul AI-1050 mempunyai harga lebih kedl dibandingkan dengan harga fluks neutron di dalam kapsul polietilen. Hal ini Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir- BATAN 162 Sutrisno dkk

YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER2006 disebabkan unsur C dan B sebagai penyusun bahan kapsul polietilen mempunyai tampang lintang serapan lebih keeil dibandingkan unsur Al yang terkandung dalam kapsul Al-l050, di samping unsur pengotornya. KESIMPULAN Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa, a. Barga fluks neutron termal di posisi iradiasi fasilitas RSl, RS2, RS3, dan RS4 dengan menggunakan kapsul Al-l050 mempunyai harga lebih kecil dari kapsul Polietilen, disebabkan tampang lintang Al-I050 lebih besar dari Polietilen. b. Basil pengukuran fluks neutron tersebut dapat digunakan sebagai aeuan pemetaan fluks neutron di RSG-GA Siwabessy. DAFTAR PUSTAKA 1. SARWANI, dkk, 1999, "Analisis dan Pengukuran Laju Dosis Radiasi Kapsul AI-I050 pada fasilitas iradiasi Rabbit System, Prosiding Hasil Penelitian P2TRR, ISSN 0854-5278 2. AMIR HAMZAH, 1999-2000, "Pengukuran Fluks Netron", Diklat Selingkung (in House Training) Manajemen Teras RSG-GAS. 3. IAEA Tech. Rep, Series No.107, 1970,"Neutron Fluence measurement", 4. SRI WARDHANI, dkk "Penentuan Unsur Kelumit Dalam Cuplikan Batuan Dengan Metode APN'" Prosiding Hasil Penelitian Tahun 1995 1996, PRSG-BATAN, ISSN 0854-5278. FlukoneutroD termal(io"o/em'/det) fgj Konflgur 1ter re.klor RSG.GAS danger F IIII Indl 1 CIP Centrallradlatlon Position FE: Elam en baker ce Elemen kandali ; Elernan reflektor 85+ I BS+: Eleman reflektordengan penyumbal lp I IP ;!radiation Position PN RS ; Pneum aile Rabbit System HYRS : Hydraulic Rabbit Sistem NR Nautron Radiography NDT Neutron Transmutation Doping Facility PRTF: Power ramp teet facility Gambar 1. Konfigurasi Teras Reaktor Dengan Fasilitas Iradiasi Sutrisno dkk 163 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

YOGY AKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 Gambar 2. Diagram Alir Hydraulic Rabbit System RS1 RS2 RS3 RS4 Poslallradlasl Rabbit System Gambar 3. Stasiun Pengiriman Sampel di Isotope Cell Gambar 6. Grafik Hasil PengukuranFluks Menggunakan Kapsul Polietilen Neutron Gambar 4. Kapsul Iradiasi Polietilen FI uk. neutron x 10"'13 nl (cm"2.del) RS1 RS2 RS3 RS4 Poslal Iradlasl Rabbit system Gambar 5.Kapsul Iradiasi AI-1050 Gambar 7. Grafik Hasil Pengukuran Fluks Neutron Menggunakan Kapsul AI-1050 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 164 Sutrisno dkk