Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2020 - 2025

0.61

P-Index

This Author published in this journals

All Journal SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Provitae: Jurnal Psikologi Pendidikan Jurnal Kesehatan Saintika Meditory

Febrianto Febrianto

Unknown Affiliation

Author-ID : 2787609

Humanities Computer Science & IT Education Energy Health Professions Medicine & Pharmacology Nursing Public Health Other

Published : 9 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

Title

ANALISIS LAJU KOROSI MATERIAL BEJANA TEKAN PWR DALAM BERBAGAI KONSENTRASI H2SO4 DAN TEMPERATUR Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

da penelitian ini dilakukan analisis laju korosi padamaterial bejana tekan reaktor. Analisis korosi material bejana tekan PWR dilakukan dengan melihat pengaruhtemperatur dan konsentrasi H2SO4. Variasi temperatur pada percobaan ini adalah 30, 40, 50, 60, 70 dan 200 oCsedangkan variasi konsentrasi H2SO4 sebesar 4, 5, 6, 7 dan 8 %. Setelah itu dilakukan uji korosi untuk melihatkorosi yang terjadi pada material dengan menggunakan potensiostat. Spesimen yang digunakan pada penelitianini adalah stainless steel 304. Dari hasil yang didapat terlihat bahwa temperatur dan konsentrasi H2SO4mempengaruhi laju korosi material SS 304. Semakin tinggi temperatur dan konsentrasi H2SO4 semakin tinggilaju korosi yang terjadi.

PERKEMBANGAN KIMIA AIR PADA REAKTOR NUKLIR JENIS PWR Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.3.2960

Perubahan manajemenkimia air pada reaktor PWR (reaktor air bertekanan) telah terjadi, akhir-akhir ini. Manajemen kimia air pada airreaktor memainkan peran sangat penting untuk menjamin integritas bahan bakar, menurunkan degradasi materialdan menurunkan paparan radiasi. Terakhir ini, usaha untuk meningkatkan output daya reaktor telah memberikantantangan baru, menyebabkan penekanan yang baru pada kebutuhan optimalisasi kimia air antara persyaratanyang kadang bertentangan dari bahan bakar dan material sementara kecendrungan untuk menurunkan paparanradiasi tetap dijaga. Manajemen kimia air tidaklah selalu sama untuk tipe reaktor yang sama, hal ini disebabkanperbedaan; material struktur, desain reaktor dan sejarah operasinal masing-masing reaktor. Beberapa pilihanteknis dalam manajemen kimia air seperti kimia air berhidrogen, injeksi zinc, Poly Acrylic Acid (PAA) telahdikembangkan dan digunakan pada reaktor PWR.

DESAIN KONSEPTUAL SISTEM PEMURNIAN HELIUM PADA RGTT200K UNTUK MENJAMIN KESELAMATAN PENGOPERASIANNYA Sriyono Sriyono; Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dilakukan desain konseptualsistem pemurnian helium pada RGTT200K. RGTT200K adalah reaktor berpendingin gas yangdidesain berdaya 200 MWth selain menghasilkan listrik dapat pula untuk kogenerasi. Tujuan desainkonseptual sistem pemurnian helium adalah mendapatkan tahapan proses pembersihan sistempendingin helium dari berbagai pengotor seperti partikulat debu, radionuklida produk fisi, serta gasgasNOx, CO2, CO, H2O, NOx, H2 dan CH4. Nilai batas konsentrasi pengotor helium pada kondisioperasi normal adalah H2O ≤ 0,2 cm3.m-3, CO ≤ 3 cm3.m-3, N2 ≤ 1 cm3.m-3, H2 ≤ 3 cm3.m-3, CH4 ≤ 1cm3.m-3Metodologi perancangan yang digunakan berbasis pada berbagai literatur yang melaporkanberbagai pengalaman dalam mendesain sistem pemurnian helium kemudian diadopsi untukRGTT200K. Ada 4 proses utama dalam sistem pemurnian, yaitu penyaringan dengan filter HEPA,kolom oksidasi CuO, kolom molecular sieve adsorber, dan cryogenic karbon aktif adsorbertemperatur rendah. Filter HEPA berfungsi menyaring debu karbon dan radionuklida produk fisi.Kolom oksidasi CuO untuk mengoksidasi gas CO dan H2 menjadi CO2 dan H2O sehingga mampudiserap pada tahapan berikutnya. Kolom molecular sieve adsorber berguna untuk menangkap gasNOx, CO2, H2O, CH4. Dan cryogenic karbon aktif adsorber digunakan untuk menangkap gas N2 danO2 yang masih lolos dari molecular sieve. Dengan empat tahapan proses yang ada maka dapatdiketahui bahwa seluruh komponen pengotor dalam pendingin helium sudah ditreatment untuk dapatdibersihkan. Gas helium dengan kemurnian tinggi dari hasil purifikasi akan disimpan dalam tangkipenyimpanan untuk diumpankan kembali ke sistem primer pada saat dibutuhkan.

Kajian Parameter yang Mempengaruhi IGSCC (Inter Granular Stress Corrosion Cracking) pada Material Bejana Tekan Reaktor tipe PWR (Pressurized Water Reactor) Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Bejana tekan merupakan satu bagian dari reactor coolant pressure boundary, dan integritasnya sangat penting dijaga untuk keselamatan operasi dari reaktor. Inter Granular Stress CorrosionCracking (IGSCC) merupakan mekanisme degradasi penting yang perlu dipertimbangkan untukkeselamatan komponen nuklir yang terbuat dari stainless steel, khususnya pada daerah terpengaruhpanas (heat affected zones). Kerusakan akibat IGSCC terjadi pada material yang rentan, dalamlingkungan yang korosif dan dengan adanya temperatur operasi yang tinggi dan residual stres.IGSCC terjadi akibat kombinasi faktor lingkungan (air pendingin yang agresif), material yangsensitif dan stress yang terjadi pada material secara bersamaan. Dari data operasi reaktor di USA,pengelolaan kimia air yang baik dapat menurunkan impak korosi dengan meningkatnya faktorkapasitas reaktor dari 71,7 % pada 1989 menjadi 88,7 % di tahun 1999. Pengendalian kimia air bisamenurunkan resiko dari IGSCC dan meningkatkan kehandalan sistem. Tujuan kajian ini untukmengetahui parameter yang mempengaruhi IGSCC dan cara pengendaliannya. Untuk mengantisipasiterjadinya IGSCC harus dipahami dengan seksama interaksi antara material struktur dan pendingin.Pengendalikan IGSCC pada material dan komponen reaktor nuklir adalah dengan menurunkan dayaoksidasi air pendingin reaktor. Daya oksidasi air pendingin berkurang bila konsentrasi oksigen dalamair pendingin sekitar 20 ppb. Hal ini dapat dicapai dengan penambahan hidrogen kedalam airpendingin. Penambahan hidrogen untuk menurunkan konsentrasi oksigen dikenal dengan HydrogenWater Chemistry (HWC).

Analisis Pengaruh Suhu dan KONSENTRASI KLORIDA Terhadap Aspek Korosi Material INCONEL 690 sebagai tube pembangkit uap REAKTOR PWR Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Inconel 690 digunakan sebagai material tube pembangkit uap pada reaktor PWR (PressurizedWater Reactor / Reaktor air bertekanan) karena ketahanan korosi yang bagus dalam lingkungan/media suhu dan tekanan tinggi. Pada penelitian ini telah dilakukan pengujian korosi dengan melihatpengaruh suhu dan variasi konsentrasi NaCl pada material tube pembangkit uap reaktor jenis PWRyang terbuat dari Inconel 690. Banyak permasalahan korosi yang terjadi pada tube pembangkit uapkarena adanya klorida dalam media pendingin yang dioperasikan pada suhu tinggi ( ± 320 oC).Pengujian laju korosi dilakukan dengan metoda elektrokimia dengan menggunakan Potensiostatdimana sebelumnya material yang diuji telah dikondisikan dengan menggunakan autoclave padatemperatur 300 oC. Pengujian ini bertujuan untuk melihat sejauh mana suhu dan klorida berperandalam proses laju korosi pada material bejana tekan reaktor PWR. Variasi suhu pada penelitian ini28 oC, 150 oC, 200 oC, 250 oC dan variasi konsentrasi NaCl adalah, 0 %, 1 %, 3%, 5 % and 7 %. Darihasil yang didapat terlihat bahwa suhu dan konsentrasi NaCl mempengaruhi laju korosi materialInconel 690. Semakin tinggi suhu semakin tinggi laju korosi yang terjadi. Laju korosi tertinggi dalammedia yang mengandung NaCl terjadi pada konsentrasi 3 %.

PENGUJIAN MESIN EDAQ UNTUK MENGUKUR LAJU KOROSI Sofia Loren Butarbutar; Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.2.2955

Telah dilakukan pengujianuntuk mengetahui performa mesin EDAQ dalam mengukur laju korosi. Mesin EDAQ dilengkapi denganPotensiostat untuk mengontrol tegangan elektroda, e-corder untuk merekam data, dan EChem untukmenampilkan data dalam bentuk grafik untuk selanjutnya dianalisis. Pada pengujian ini tegangan divariasikandari -0,1 V sampai 0,498 V. Benda uji yang digunakan adalah baja karbon dengan luas permukaan 2,25 cm2.Hasil pengujian ditampilkan dalam bentuk grafis, kemudian diolah dengan metoda Analisis Tafel untukmendapatkan arus korosi. Arus data korosi ini selanjutnya dikonversi untuk mendapatkan nilai laju korosi. Darihasil Analisis ini diperoleh laju korosi baja karbon sebesar 0,75745 mpy. Dari pengujian ini dapat disimpulkanbahwa mesin EDAQ dapat berfungsi sesuai dengan spesifikasinya.

Co-Authors Eko Heryanto Fera Meliyanti Linda Wati Rismahevi Rismahevi Sofia Loren Butarbutar Sriyono Sriyono Untung Subroto Zanzibar Zanzibar

Title Search

Found 6 Documents Search Journal : SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 6 Documents
Search
Journal : SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir