Insider Intervention Model in the Sabotage Attack Scenario of a Nuclear Reactor Facility

The Physical Protection System (PPS) at nuclear facilities aims to prevent intrusions into nuclear facilities that cause sabotage attacks or illegal theft of nuclear material. The outsider, the insider or a collaboration of both can carry out this intrusive action. In this study, we modelled the insider collaborating with the outsider to carry out nuclear facility attacks using sabotage attack scenarios. The modelling takes the form of insider intervention on two parameters protection elements:the time delay () and the probability of detection (). Insider intervention in delay protection elements might have fatal consequences and drastically reduce the effectiveness of PPS performance. Therefore, PPS designers need to pay more attention to the delay element to anticipate the negative impact of insider intervention on the effectiveness of the PPS

Cover and Table of Content

Cover and Table of Content for Eksplorium Volume 45 No. 1 May 2024 Edition

Geology and Land Suitability Analysis for Final Processing Waste Site in Ambon Island

From 2017 to 2021, waste production in Ambon City increased from 200 tons/day to 297 tons/day, but the condition of the Toisapu landfill in Ambon did not support this. Toisapu landfill, which has been operating since 2007, is now in overload status and needs to be re-evaluated because it is on a slope of >20% and is located close to residential areas. This research aims to find an alternative replacement for the Toisapu landfill with the status of a Waste Processing and Final Processing Site that complies with Indonesian National Standards. This research uses an environmental geology approach based on Spatial Multi-Criteria Evaluation (SMCE), which combines geological and non-geological parameters. The analysis results for each parameter are overlaid, given a value, and then totaled to produce the most feasible land. The results of this research show that the most suitable land is in Wakal with an area of 126,668 ha. The permeability of this location is low, with the groundwater being quite deep (>80 meters), so there is little chance of leachate seepage contaminating the groundwater. In contrast to the Toisapu landfill, Wakal has a slope of <20%, far from protected forests and where residents live

Investigation of Natural Circulation Flow Under Steady-State Conditions Using a Rectangular Loop

Passive safety systems have garnered significant attention, particularly in situations where active systems fail. The comprehension of natural circulation phenomena plays a vital role in the advancement of passive cooling systems in nuclear power plants. The objective of this study is to examine the flow patterns under steady state conditions and assess the Grashof number. The experimental approach involved maintaining temperature differences of 60°C, 70°C, 80°C, and 90°C for a duration of 3 hours, with 3 replications. Alterations in temperature have an impact on the physical properties of water, such as density, viscosity, and specific heat. The calculations indicate that the minimum Grashof number occurs at 60°C (2.49×1012), while the maximum is observed at 90°C (9.42×1012), with an R2 value of 0.96533. Turbulent flow patterns were observed during each temperature fluctuation, which aligns with previous research on the Ress value of Grm/NG

Validation of The Gravimetry Method for Determining Rare Earth Elements Oxides

The demand for minerals to meet technological developments is increasing, including minerals that contain rare earth elements (REE). The levels of REE in solids can be determined using conventional analysis methods (gravimetry) and instruments. Even though the instrument method provides more accurate results with a small amount of analyte, the cost is higher compared to the gravimetric method, which requires more analyte and provides good results. Therefore, the gravimetric method is a solution for areas with limited instruments and budgets. The study aims to validate the gravimetric method for determining REE oxides levels, evaluate its precision and accuracy, and assess its feasibility of use. In this study, two methods were used for REE analysis: the ASTM E2941-14 method with sample weight modification and the addition of acid to increase REE oxides recovery and a precipitation method using oxalic acid. The validation stages include sample dissolution, precipitation, filtration, and ash-making. The research results show that the RSD value is 0.3154, which is smaller than 2/3 of Horwitz's CV, namely 4.1727, which means it meets the precision acceptance requirements of ISO/IEC 17025:2017. The REE oxides recovery value, which indicates accuracy, also increased to 97.74%. Therefore, the gravimetric method can be used as an alternative for determining REE oxides levels

PENENTUAN TINGKAT KLIERENS LIMBAH RADIOAKTIF HASIL SEMENTASI KONSENTRAT EVAPORASI DAN TINJAUAN KESELAMATAN PEMBUANGANNYA

Telah dilakukan penelitian untuk mengukur tingkat klierens 14 unit shell beton 950 L milik Instalasi Pengelolaan Limbah Radioaktif, Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran, Badan Riset dan Inovasi Nasional (IPLR-DPFK BRIN). Shell-shell beton tersebut merupakan paket hasil olahan konsentrat evaporasi limbah radioaktif cair yang dikondisioning dengan teknik sementasi. Jika telah memenuhi tingkat klierens, maka shell-shell beton tersebut dapat dibebaskan dari pengawasan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) melalui mekanisme klierens sehingga pada akhirnya dapat menambah ruang kosong di gedung penyimpanan sementara limbah radioaktif. Penelitian dilakukan dengan mengukur laju dosis radiasi, tingkat kontaminasi permukaan, dan konsentrasi aktivitas radionuklida pemancar α, β, dan ϒ untuk menentukan tingkat klierens. Dari penelitian yang telah dilakukan dapat diketahui bahwa laju dosis tertinggi 0,15 µSv/jam, tingkat kontaminasi permukaan tertinggi sebesar 0,0148 Bq/cm2 untuk radionuklida pemancar α dan 0,0935 Bq/cm2 untuk radionuklida pemancar β. Nilai tingkat klierens radioaktivitas unit shell beton 950 L yang diuji berkisar antara 0,47020 – 0,66730. Mengacu pada Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 16/2012 tentang Tingkat Klierens, kandungan radionuklida dalam shell-shell beton 950 L yang diuji telah mencapai tingkat klierens. Pembuangan klierens terhadap 14 unit shell beton tersebut sangat mungkin untuk dilakukan karena shell-shell beton tersebut tidak mengandung bahan berbahaya dan beracun (B3). Perkiraan dosis radiasi yang akan diterima oleh kelompok kritis, tidak akan melebihi 10 µSv per tahun.    

Analisis Tingkat Absorbsi Berkas Sinar-X Pada Sintesis Komposit Kaktus (Opuntia Spp.) dan Timbal (II) Asetat (Pb(CH3COO)2) Sebagai Material Apron

Apron proteksi radiasi efektif dalam mengurangi paparan laju dosis radiasi sinar-X, namun sebagai baju pelindung radiasi masih memiliki kelemahan, diantaranya relatif berat (5 - 7 kg) sehingga akan berdampak buruk pada sistem musculoskeletal tubuh terutama pada posisi tulang belakang. Tujuan penelitian untuk memperoleh sintesis komposit material apron proteksi radiasi yang dapat menyerap radiasi sinar-X secara optimal dan nyaman digunakan. Penelitian ini menggunakan bahan serat kaktus Opuntia ficus-indica ukuran 80 mesh, disintesis dengan timbal (II) asetat sebagai bahan pengisi dengan variasi 20, 33, 50, 67, dan 80% sehingga diperoleh tebal komposit berkisar 0,36 - 0,74 cm. Pengujian menggunakan rontgen radiografi umum dan alat ukur radiasi Unfors RaySafe XI dengan energi 80 kVp, arus 50 mA, serta jarak antara tabung sinar-X dengan detektor sejauh 100 cm. Hasil penelitian menunjukkan bahwa makin banyak komposisi serat kaktus pada sampel, makin kecil nilai koefisien atenuasi yang diperoleh. Koefisien atenuasi maksimum adalah 3,85 cm-1 diperoleh pada variasi timbal (II) asetat 80% dengan tebal 0,41 cm dan berat RAR 84%. Pada variasi 80% tersebut diperoleh densitas paling optimal, koefisien atenuasi, dan RAR paling tinggi, serta HVL paling rendah.ANALISIS TINGKAT ABSORBSI BERKAS SINAR-X PADA SINTESIS KOMPOSIT KAKTUS (OPUNTIA SPP.) DAN TIMBAL (II) ASETAT (PB(CH3COO)2) SEBAGAI MATERIAL APRON. Apron proteksi radiasi efektif dalam mengurangi paparan laju dosis radiasi sinar-X, namun sebagai baju pelindung radiasi masih memiliki kelemahan, diantaranya relatif berat (5 - 7 kg) sehingga akan berdampak buruk pada sistem musculoskeletal tubuh terutama pada posisi tulang belakang. Tujuan penelitian untuk memperoleh sintesis komposit material apron proteksi radiasi yang dapat menyerap radiasi sinar-X secara optimal dan nyaman digunakan. Penelitian ini menggunakan bahan serat kaktus Opuntia Ficus Indica ukuran 80 mesh, disintesis dengan timbal (II) asetat sebagai bahan pengisi dengan variasi 20, 33, 50, 67, dan 80% sehingga diperoleh tebal komposit berkisar 0,36 - 0,74 cm. Pengujian menggunakan rontgen radiografi umum dan alat ukur radiasi Unfors RaySafe XI dengan energi 80 kVp, arus 50 mA, serta jarak antara tabung sinar-X dengan detektor sejauh 100 cm. Hasil penelitian menunjukkan bahwa makin banyak komposisi serat kaktus pada sampel, makin kecil nilai koefisien atenuasi yang diperoleh. Koefisien atenuasi maksimum adalah 3,85 cm-1 diperoleh pada variasi timbal (II) asetat 80% dengan tebal 0,41 cm dan berat RAR 84%. Pada variasi 80% tersebut diperoleh densitas paling optimal, koefisien atenuasi, dan RAR paling tinggi, serta HVL paling renda

ANALISIS KESELAMATAN UNTUK MENCEGAH KECELAKAAN PADA PROSES EVAPORASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL DENGAN METODE HAZOPS

Instalasi elemen bakar eksperimental (IEBE) DPFK – BRIN telah menerapkan standar keselamatan sebagai acuan keselamatannya yang dalam penerapannya menggunakan Hazard Identification Risk Assesment Determining Control (HIRADC). Metode HIRADC mempunyai beberapa kekurangan sehingga dalam penerapannya masih belum maksimal. Sebagai pelengkap dari metode HIRADC, maka dalam penelitian ini akan dilakukan analisis risiko menggunakan metode lain yaitu Hazard and Operability Study (HAZOPS). Pada proses evaporasi larutan uranil nitrat yang akan diidentifikasi potensi bahayanya adalah tangki evaporator E-601. Metode HAZOPS dilakukan berdasarkan diagram proses dan instrumentasi (P&ID) yang ada untuk menentukan potensi bahaya yang mungkin terjadi selama proses evaporasi dilakukan. Metode HAZOPS dilakukan dengan menentukan titik kajian (node) dan parameter, menganalisis penyimpangan atau potensi bahaya dari setiap node, melakukan analisis kemungkinan penyebab penyimpangan dan konsekuensinya, menentukan skala likelihood serta menentukan tingkat risiko dan membuat rekomendasi. Dari penilaian yang telah dilakukan, didapatkan 6 node dan kemudian menghasilkan 11 penyimpangan yang disebabkan oleh 13 kerusakan atau kegagalan peralatan. Penilaian risiko terhadap 13 kerusakan menghasilkan 1 potensi risiko bahaya rendah dan 12 potensi risiko bahaya sedang. Kategori risiko bahaya rendah dapat diatasi dengan penanganan rutin seperti melakukan pemeliharaan preventif dan kalibrasi alat secara berkala. Untuk kategori risiko bahaya sedang, selain memerlukan rekomendasi seperti bahaya rendah, juga diperlukan rekomendasi lain dalam mengatasi penyimpangan yang mungkin terjadi sesuai dengan jenis penyimpangannya. Dari hasil analisis keselamatan yang telah dilakukan, dapat disimpulkan juga bahwa HAZOPS dapat melengkapi HIRADC untuk memastikan keselamatan terjaga saat dilakukan proses

SINTESIS PADUAN BARU BAJA OXIDE DISPERSION STRENGTHENED (ODS) FERITIK Fe-Cr-Al-W-Ti-Zr DENGAN DISPERSOID Y2O3 SEBAGAI KANDIDAT MATERIAL CLADDING ELEMEN BAKAR REAKTOR NUKLIR DENGAN METODE MEKANOSINTESIS

Bahan struktur merupakan salah satu kunci penting dalam penelitian reaktor nuklir generasi keempat. Sejak peristiwa kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir Fukushima–Daiichi, telah terjadi peningkatan pengembangan Accident Tolerant Fuel (ATF) Cladding atau kelongsong bahan bakar toleran kecelakaan untuk menghindari kecelakaan reaktor air ringan. Maka dari itu Inovasi perekayasaan ATF merupakan salah satu kegiatan dalam litbang material maju yang sedang banyak dikembangkan. Kandidat material yang paling menjanjikan untuk ATF cladding adalah Baja yang diperkuat dengan dispersi oksida (ODS). Dalam penelitian ini baja ODS feritik Fe-Cr-Al-W-Ti-Zr-Y2O3 disintesis dengan metode mekanosintesis menggunakan alat planetary ball mill (PBM) dengan variasi komposisi Zr sebesar 0%, 0.5%, 1%, dan 1.5%. Mekanosintesis dilakukan selama 8 jam dengan menggunakan bola stainless steel. Perbandingan berat antara sampel dengan bola adalah 1:10. Kemudian dilakukan karakterisasi menggunakan mikroskop optik, XRD, dan SEM-EDS. Hasil observasi menunjukkan homogenitas yang baik pada bahan hasil sintesis

PERILAKU KOROSI BAJA KARBON RENDAH PIPA PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR DALAM INHIBITOR ZINK FOSFAT

Baja karbon, dalam industri nuklir, salah satunya digunakan sebagai bahan struktur pipa pendingin sistem pengoperasian reaktor nuklir. Dalam pemakaiannya, pipa tersebut rentan terhadap korosi karena kontak dengan air pendingin. Inhibitor larutan zink fosfat yang berasal dari campuran zink klorida dan asam fosfat dengan variasi konsentrasi 25, 35, 50, 75 dan 100 ppm dalam NaCl 0,1% digunakan sebagai bahan untuk mempelajari pengaruh laju korosi baja karbon. Metode elektrokimia sangat membantu untuk mengamati perilaku  korosi baja karbon dalam media zink fosfat. Metode yang dilakukan meliputi Open Circuit Potensial (OCP) selama 600 detik, Electrochemical Impedance Spectroscopy (EIS) pada rentang frekuensi 105 Hz sampai dengan 0,01 Hz dan Potensiodynamic Plot (PDP) pada rentang tegangan -1 Volt sampai dengan 1 Volt menggunakan potensiostat. Untuk menunjang hasil uji korosi, dilakukan pengamatan morfologi menggunakan SEM, komposisi kimia  menggunakan XRF dan C/S Analyzer dan kandungan larutan zink fosfat menggunakan AAS, UV-Vis dan FTIR. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa pada konsentrasi 35 ppm, laju korosi memberikan nilai yang lebih rendah dibanding pada konsentrasi lain. Laju korosi tersebut sebesar 11,7 mpy