Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0.23
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Forum Nuklir Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
Sriyono Sriyono
PTRKN-BATAN
Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Materials Science & Nanotechnology Social Sciences

Published : 2 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

 1 
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART Siti Alimah; Erlan Dewita; Sriyono Sriyono
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (636.924 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2014.8.2.3700

Abstract

STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART. Indonesia merupakan negara kepulauan yang terdiri dari banyak pulau besar dan kecil. Kebutuhan energi terutama pada pulau-pulau kecil sampai saat ini belum dapat terpenuhi. Untuk memenuhi kebutuhan energi tersebut, penggunaan energi nuklir dapat menjadi salah satu solusi. Reaktor SMART merupakan salah satu reaktor nuklir berdaya kecil sekitar 90 MWe, dan 10% energinya dapat digunakan untuk produksi air bersih dengan proses desalinasi. Reaktor SMART memiliki dua macam fitur keselamatan yaitu sistem keselamatan melekat (inherent) dan system teknis pasif (passive system). Makalah ini membahas kajian sistem keselamatan teknis reaktor SMART. Tujuan studi adalah memperoleh pemahaman aspek keselamatan teknis reaktor SMART, sebagai masukan pengambil keputusan untuk penimbangan pemilihan teknologi reaktor. Studi dilakukan melalui kajian pustaka. Sistem keselamatan teknis pasif yang diimplementasikan pada SMART adalah sistem shutdown (pemadaman), sistem pengambilan panas sisa pasif, sistem pendinginan teras darurat pasif, sistem proteksi sungkup terhadap tekanan lebih. Disamping itu, sistem proteksi reaktor terhadap tekanan lebih dan beberapa sistem yang memitigasi kecelakaan, juga di tambahkan. Fungsi sistem keselamatan teknis adalah menjaga kestabilan pendinginan reaktor agar tidak terjadi pemanasan berlebih pada sistem pembangkit serta mencegah terlepasnya produk radioaktif ke lingkungan dan melakukan pemadaman reaktor setiap saat diperlukan. Hasil studi menunjukkan bahwa pengamanan sistem keselamatan teknis pasif mampu mengurangi penggunaan pompa, katup dan perpipaan sehingga meningkatkan kemudahan konstruksi, operasi dan perawatan sistem, serta mengurangi tindakan operator. Apabila dibandingkan, reaktor SMART hanya memerlukan sekitar 180 katup, jauh lebih sedikit dibandingkan dengan reaktor PWR konvensional 1000 MW, yang memerlukan 1100 katup.Kata Kunci: keselamatan teknis, reaktor, SMART, PWR, sistem pasif
Rancang Bangun Heater Element Segment pada Rangkaian Sistem Reactor Cavity Cooling RDNK Rahayu Kusumastuti Kusumastuti; Dedy Haryanto; Giarno Giarno; Bambang Heru; Ainur Rosidi; Mulya Juarsa; Sriyono Sriyono; Hendro Tjahjono; Surip Widodo; Ign. Djoko Irianto; Dwi Yuliaji; Edy Marzuki
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 23, No 1 (2021): Juni 2021
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2021.23.1.6226

Abstract

RANCANG BANGUN HEATER ELEMENT SEGMENT PADA RANGKAIAN SISTEM REACTOR CAVITY COOLING RDNK. Proses pendinginan secara pasif menjadi perhatian khusus sejak kecelakaan PLTN Fukushima dan TMI-2, kecelakaan tersebut diakibatkan oleh gagalnya sistem pendingin aktif dimana pompa tidak berfungsi. Kemudian, aliran sirkulasi alam sebagai prinsip kerja sistem pendingin pasif juga digunakan pada model pendinginan di celah antara dinding luar Reactor Pressure Vessel (RPV) reactor High Temperature Gass Cooled Reactor (HTGR) dan beton penopang RPV. Riset terkait reactor cavity cooling system berbasis pendingin pasif dilakukan dengan membuat Untai Uji Reactor Cavity Cooling System-Reaktor Daya Non Komersial (RCCS-RDNK), namun saat dilakukan komisioning fungsi pemanasannya tidak optimal, temperatur yang ingin dicapai yaitu 300oC – 400oC pada permukaan simulator RPV HTGR tidak tercapai, sehingga dilakukan modifikasi pada sistem pemanas dengan heater element segments (HES) berbasis proses radiasi. Tujuan penelitian adalah untuk melakukan analisis pada pengujian pemanasan HES hasil konstruksi hingga mencapai temperatur optimal. Metode eksperimen dilakukan dengan menghidupkan heater dan merekam perubahan temperatur pada titik pengukuran di bagian permukaan insulator brick (BRICK), permukaan dalam RPV (RPVD), permukaan luar RPV (RPVL) dan udara luar. Hasil pengujian menunjukkan, secara umum capaian maksimal temperatur pada bagian permukaan RPV sekitar 400oC, dengan temperatur permukaan brick sekitar 700oC. Hal ini menunjukkan bahwa, konstruksi pemanas HES dapat beroperasi optimal dan memenuhi kriteria simulasi pendingin pada RCCS HTGR.
Co-Authors Ainur Rosidi Bambang Heru Dedy Haryanto Dwi Yuliaji Edy Marzuki Erlan Dewita Giarno Giarno Hendro Tjahjono Ign. Djoko Irianto Mulya Juarsa Rahayu Kusumastuti Kusumastuti Siti Alimah Surip Widodo