Ground deposition assessment of radionuclides following a hypothetical release from Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) using atmospheric dispersion model

Birikorang, S.A.; Abrefah, R.G.; Sogbadji, R.B.M.; Nyarko, B.J.B.; Fletcher, J. J.; Akaho, E.H.K.

doi:10.1016/j.pnucene.2014.11.013

Cited by 22 publications

(10 citation statements)

References 7 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Nampak bahwa hasil fisi memiliki kontribusi besar dalam total konsentrasi aktivitas dari radionuklida yang muncul pada iradiasi target uranium untuk produksi 99 Mo. Segera setelah iradiasi target, diperoleh radioisotop 99 Mo dengan konsentrasi aktivitas 1,19x10 13 Bq/g. Pada produksi 99 Mo setelah target uranium diiradiasi, dilakukan pendinginan target sebelum proses Cintichem.…”

Section: Hasil Dan Pembahasanunclassified

“…Pendinginan dilakukan sekitar 6 jam dengan maksud untuk mereduksi paparan radiasi dengan cara peluruhan. Pada saat pendinginan maka radionuklida yang berumur paro pendek akan meluruh sehingga total konsentrasi aktivitas radionuklida turun menjadi 2,33x10 14 Bq/g dari 137 jenis radionuklida yang terdiri dari 31 jenis radionuklida hasil aktivasi dengan konsentrasi aktivitas 4,15x10 8 Bq/g, 13 jenis radionuklida aktinida dan anak luruhnya dengan konsentrasi aktivitas 8,24x10 10 Bq/g, serta 93 jenis radionuklida hasil fisi dengan konsentrasi aktivitas 2,33x10 14 Bq/g termasuk radioisotop 99 Mo dengan konsentrasi aktivitas sebesar 1,12x10 13 Bq/g. Terjadi penurunan jumlah radionuklida maupun konsentrasi aktivitas baik untuk radionuklida hasil aktivasi, aktinida serta hasil fisi.…”

Section: Hasil Dan Pembahasanunclassified

See 1 more Smart Citation

Karakterisasi Limbah Dari Produksi Radioisotop Molibdenum-99

Aisyah

Artiani²,

Purwanto³

2018

gnd

View full text Add to dashboard Cite

KARAKTERISASI LIMBAH DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99. Radioisotop 99Mo diproduksi terutama sebagai radioisotop induk untuk memperoleh radioisotop tecnisium-99m (99mTc). Radioisotop 99mTc dipakai dalam kedokteran nuklir antara lain untuk diagnosis pada kelainan tulang, otak, thyroid, paru-paru, hati dan ginjal. Di Indonesia 99Mo diproduksi oleh PT. Industri Nuklir Indonesia (INUKI) dari target uranium yang dilekatkan kedalam dinding kapsul baja tahan karat untuk kemudian diiradiasi di Reaktor GA Siwabessy. Pengambilan 99Mo dalam target dilakukan dengan proses CINTICHEM. Pada proses CINTICHEM akan ditimbulkan beberapa jenis limbah yang salah satunya adalah Radioactive Fission Waste (RFW). Limbah ini memiliki paparan radiasi yang besar yang mengakibatkan karakterisasi limbah secara laboratorium sulit dilakukan. Pengelolaan limbah yang tepat memerlukan karakteristik limbah yang tepat pula. Oleh karena itu dalam penelitian ini dilakukan karakterisasi limbah RFW menggunakan program komputer ORIGEN 2.1 dengan data parameter input adalah data dari salah satu batch produksi 99Mo di PT INUKI yang berupa data target uranium diperkaya tinggi 92,7% yang dilekatkan pada kapsul baja tahan karat AISI 304L, iradiasi dilakukan pada posisi Centre Irradiation Position (CIP) dalam Reaktor Serbaguna GA Siwabessy dengan fluks netron termal: 1,12x1014 n/cm2detik dan iradiasi target dilakukan selama 96 jam. Seleksi radionuklida yang relevan terhadap metode pengelolaan limbah dilakukan berdasarkan pada waktu paro, tingkat kliren dan radiotoksisitas. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu peluruhan 50 tahun, total konsentrasi aktivitas limbah 3,01x109 Bq/g dengan kandungan radionuklida produk aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta produk fisi. Selain itu limbah ini juga mengandung 235U yang masih cukup besar serta radionuklida umur paro panjang dengan tingkat toksisitas yang sangat tinggi. Berdasarkan pada Peraturan Pemerintah No.61 Tahun 2013 limbah ini diklasifikasikan sebagai limbah radioaktif tingkat sedang dan memerlukan pengelolaan dengan tingkat keselamatan yang tinggi.

show abstract

Section: Hasil Dan Pembahasanunclassified

Karakterisasi Limbah Dari Produksi Radioisotop Molibdenum-99

Aisyah

Artiani²,

Purwanto³

2018

gnd

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…The approach followed in conducting the assessment in this paper was based on atmospheric dispersion calculation [5][6][7][8][9] as shown in Fig. 1.…”

Section: Experimental Methodsmentioning

confidence: 99%

“…The dose calculation followed the Gaussian plume atmospheric model [5,8,[17][18][19]. The critical group selected consisted of adults.…”

Section: Dose Calculationmentioning

confidence: 99%

Atmospheric Dispersion Analysis for Expected Radiation Dose due to Normal Operation of RSG-GAS and RDE Reactors

et al. 2018

View full text Add to dashboard Cite

BATAN is planning to build an experimental power reactor, the RDE, to complement the RSG-GAS reactor that is already operating in the Serpong Nuclear Zone (KNS). The experimental power reactor is an HTGR (high-temperature gas-cooled reactor) with 10 MWt power, while the RSG-GAS is a pool-type water-cooled reactor with 30 MWt power. According to standard regulatory practices, under normal operating conditions of the plant, radiological assessment of atmospheric releases to the environment and assessment of public exposures are considered essential. The purpose of this study is to estimate the dose acceptance in Serpong Nuclear Zone (KNS) after operate the RDE operates in KNS-2. To assess the doses, the PC-CREAM 08 computer code was used. It uses a standard Gaussian plume dispersion model and composes a suite of models and data for estimation of the radiological impact assessments of routine and continual discharges from a nuclear reactor. The input data include sourceterm from the RDE and the RSG-GAS, a stack the height of 60 m annual radionuclides release, meteorological data from the Serpong local meteorological station, and agricultural products data from Serpong site. Results show that the highest individual dose in the area around KNS for adults is 6.16×10-3 mSv/y in the S (South) direction and 300 m distance from the stack of RSG. The highest collective dose around KNS within 3 km radius is 6.37×10-3 man-Sv/yr. The results show that the radiological impact of the KNS on the critical groups of public and the individual effective doses satisfy the limits given by the Nuclear Regulatory Agency of Indonesia (BAPETEN). The operation of RDE in KNS-2 does not add significantly to acceptance radiation dose in the environment in KNS. It can also be concluded that the estimated effective doses are lower than the dose constraint of 0.3 mSv/y associated with this plant.

show abstract

“…The integrated source term for each radionuclide of interest in this work was then used as input for the dispersion model as shown in Table 5. The two radionuclides were selected based on their physical and chemical properties (Apostoaei et al, 1999 andBirikorang et al, 2015). They were also based on their contributions to various measures of a dose (thyroid, bone marrow, collective effective dose, etc.).…”

Section: Radiation Dose Estimationmentioning

confidence: 99%

Radiological Dose Assessment for the Ghana Research Reactor-1 at Shutdown Using Dispersion Model: Conversion from High-Enriched Uranium to Low-Enriched Uranium Fuel

Birikorang

Abrefah²,

Obeng³

2018

EREM

View full text Add to dashboard Cite

Ghana Research Reactor-1 is a miniature neutron source reactor (MNSR) which is currently fuelled with highly-enriched uranium (HEU) aluminium alloy fuel. Efforts are underway to convert the research reactor fuel to low-enriched uranium (LEU) oxide fuel. The project is coordinated research work funded by the International Atomic Energy Agency (IAEA) through its Coordinated Research Project (CRP) on Core Conversion. The research project was started with thermal hydraulic and neutronic calculation on both fuels. Radiological dose assessment as part of a safety assessment requirement needs to be carried out before the commencement of the core conversion project.

show abstract

Ground deposition assessment of radionuclides following a hypothetical release from Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) using atmospheric dispersion model

Cited by 22 publications

References 7 publications

Karakterisasi Limbah Dari Produksi Radioisotop Molibdenum-99

Karakterisasi Limbah Dari Produksi Radioisotop Molibdenum-99

Atmospheric Dispersion Analysis for Expected Radiation Dose due to Normal Operation of RSG-GAS and RDE Reactors

Radiological Dose Assessment for the Ghana Research Reactor-1 at Shutdown Using Dispersion Model: Conversion from High-Enriched Uranium to Low-Enriched Uranium Fuel

Contact Info

Product

Resources

About