Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0.444
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Jurnal Fisika FLUX Tensile : Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat JIPTEK
Hery Adrial, Hery
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) - BATAN
Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Computer Science & IT Earth & Planetary Sciences Education Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Industrial & Manufacturing Engineering Materials Science & Nanotechnology Mechanical Engineering Physics Social Sciences Transportation Other

Published : 6 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 6 Documents
Search

 1 
Studi Fleksibilitas dan Posibilitas Daur Bahan Bakar Reaktor Temperatur Tinggi (HTR) Adrial, Hery; Zuhair, Zuhair
Jurnal Fisika FLUX Vol 9, No 1 (2012): Jurnal Fisika Flux Edisi Februari 2012
Publisher : Lambung Mangkurat University Press

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.20527/flux.v9i1.3129

Abstract

Dewasa ini sejumlah institusi riset di dunia sedang mengembangkan teknologi reaktor temperatur tinggi (HTR) melalui berbagai program seperti PUMA, RAPHAEL, ANTARES, dll. Tujuan dari program ini adalah untuk mengembangkan HTR versi demontrasi dan komersial. HTR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi, bermoderator grafit dengan spektrum neutron termal dan temperatur outlet teras hingga 1.000oC. Fasilitas energi ini dapat mencapai efisiensi termodinamika yang cukup tinggi (~80%) dengan kapabilitas generasi listrik dan produksi hidrogen. Makalah ini membahas fleksibilitas dan posibilitas daur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daur bahan bakar komprehensif. Dikategorikan ke dalam 4 kelompok, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasi secara sistematis. Makalah ini juga mendiskusikan pertimbangan pemilihan daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telah dioperasikan seperti AVR dan THTR Jerman, Peach Bottom dan Fort Saint Vrain USA, DRAGON Inggris, dll., dan yang sedang dalam proses desain seperti HTR AREVA Perancis, PBMR Afrika Selatan, dll. Hasil diskusi menyimpulkan bahwa daur LEU layak dipilih sebagai daur referensi untuk proyek HTR masa kini dan masa yang akan datang.
Analisis Kuat Sumber Neutron Dan Perhitungan Laju Dosis Neutron Teras Awal RDE Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery; Zuhair, Zuhair
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (487.916 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3119

Abstract

Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten  No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCRP
EVALUATION OF RADIATION DOSE RATE OF RSG-GAS REACTOR Hamzah, Amir; Adrial, Hery; Subiharto, Subiharto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.3.4909

Abstract

EVALUATION OF RADIATION DOSE RATE OF RSG-GAS REACTOR. The RSG-GAS reactor has been operated for 30 years. Since the nuclear reactor has been operated for a long time, aging process on its components may occur. One important parameter for maintaining the safety level of the RSG-GAS reactor is to maintain radiation exposure as low as possible, especially in the working area. The evaluation results should be able to demonstrate that the radiation exposure of the RSG-GAS is still safe for workers, communities and the surrounding environments. The purpose of this study is to evaluate radiation exposure in the working area to ensure that the operation of RSG-GAS is still safe for the next 10 years. The scope of this work is confirming the calculation results with the measured radiation dose in the RSG-GAS reactor working area. Measurement of radiation exposure is done by using the installed equipments at some points in the RSG-GAS working area and a portable radiation exposure measurement equipment. The calculations include performance of a modeling and analysis of dose rate distribution based on the composition and geometry data of RSG-GAS by using MCNP.  The analysis results show that the maximum dose rate at Level 0 m working area of RSG-GAS reactor is 3.0 mSv/h with a deviation of 6%, which is relatively close to the measurement value. The evaluation results show that the dose rate in RSG-GAS working area is below the limit value established by the Nuclear Energy Regulatory Agency of Indonesia (BAPETEN) of 10 mSv/h (for the average effective dose of 20 mSv/year). Therefore, it is concluded that the dose rate in RSG-GAS working area is safe for personnel..Kata kunci: dose rates, RSG-GAS, radiation safety, MCNP.
GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE-BED REACTOR Adrial, Hery; Hamzah, Amir; Hartini, Entin
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1135.65 KB) | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4923

Abstract

GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE BED REACTOR. HTGR-10 MWth is a high-temperature gas-cooled reactor. The fuel and moderator are pebble shaped with a radius of 3 cm. One fuel pebble consists of thousands of UO2 kernels with a density of 10.4 gram/cc and the enrichment rate of 17%. The core of HTGR-10 MWth is the center of origin of neutrons and gamma radiation resulting from the interaction of neutrons with pebble fuel, moderator and biological shield. The various types of radiations generated from such nuclear reactions should be monitored to ensure the safety of radiation workers. This research was conducted using MCNP-6 Program package with the aim to calculate and analyze gamma radiation dose in biological shield of HTGR-10 MWth. In this study, the biological shield is divided into 10 equal segments. The first step of the research is to benchmark the created program against the critical height of HTR-10. The results of the benchmarking show an error rate of ± 1.1327%, while the critical core height of HTGR 10 MWth for the ratio of pebble fuel and pebble moderator (F:M) of 52: 48 occurs at a height of 134 cm. The rate of gamma dose at the core is 3.0052E + 05 mSv/hr. On the biological shield made of regular concrete with a density of 2.3 grams/cc, the rate of gamma dose decreases according to an equation y = 0.0042 e-0.03x. Referring to Perka Bapeten no 4 of 2013, the safe limits for workers and radiation protection officers will be achieved if the minimum thickness of biological shield is 115 cm with gamma dose rate of 0 mSv/hour.Keywords: Gamma dose rate, HTGR 10 MWth, biological shield, pebble
Penerapan Metode Biopori Untuk Pencegahan Banjir Di Desa Teluk Naga Rt.01 Rw.01 kecamatan Teluk Naga Tangerang – Banten Adrial, Hery; Miharja, Jaja; Santosa, Heru
Tensile : Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat Vol 1 No 1 (2022): November 2022
Publisher : Teknik Mesin ,Universitas Pamulang Serang

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (688.031 KB)

Abstract

Saat ini, banjir sering terjadi entah itu di kota atau di kampung, dan salah satu penyebabnya adalah sistem drainase yang tidak baik. Biasanya di daerah padat penduduk drainasenya buruk karena kurangnya daya serap air oleh tanah. Lubang resapan biopori adalah lubang silindris yang dibuat secara vertikal ke dalam tanah dengan diameter 10-30 cm dan kedalaman sekitar 100 cm, atau dalam kasus tanah dengan permukaan air tanah dangkal, tidak sampai melebihi kedalaman muka air tanah, dimaksudkan sebagi lubang resapan untuk menampung air hujan dan meresapkannya kembali ke tanah (Ir. Kamir R. Brata, 2008). Lubang diisi dengan sampah organik untuk memicu terbentuknya biopori. Pada tanah yang telah rusak di mana lapisan tanah atas (top soil) sudah tipis akibat terkikis oleh air larian, lubang resapan biopori dapat membantu mempercepat laju peresapan air ke dalam lapisan bawah tanah (sub soil) yang relatif padat, serta membantu pemasukan bahan organik ke dalam tanah. Dengan perbaikan kondisi sub soil tanah maka peresapan air semakin lancar, sehingga cadangan air tanah semakin terjamin. Pantauan di lokasi usai hujan deras, gorong-gorong atau saluran air meluap hingga menutupi jalan. Sejumlah pengguna jalan, terutama pengendara sepeda motor sempat terjebak banjir. Beberapa di antaranya hampir terjatuh saat menerjang banjir. Dengan pembahasan diatas disini penulis akan memberikan penyuluhan kesiapsiagaan warga terhadap bencana banjir dengan adanya pendidikan praktik biopori di salah kampung yang berada di Kecamatan Teluknaga Kabupaten Tangerang, yaitu dengan judul “Penerapan Metode Biopori Untuk Pencegahan Banjir Di Desa Teluk Naga RT.01 RW.01 Kecamatan Teluk Naga Tangerang”, dengan maksud dan tujuan warga dapat mengetahui kesiapsiagaan bencana banjir melalui pendidikan praktik biopori, dan bagaimana cara pembuatan lubang saluran biopori. Dengan kegiatan ini diharapkan pengurangan dan kesiapsiagaan dapat ditanamkan sejak dini melalui tingkat pemahaman dalam kesiapsiagaan bencana banjir ke dalam tahap sebelum bencana, saat terjadi bencana dan setelah terjadi bencana.
Analisa Kerusakan Roller pada Staple Fiber Yarn (Drafting Arrangement) Miharja, Jaja; Adrial, Hery; Santoso, Heru
Jurnal Inovasi Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (JIPTEK) Vol. 6 No. 1 (2024): Jurnal Inovasi Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (JIPTEK)
Publisher : Universitas Pamulang

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Crimper A – Roll adalah komponen yang terdapat pada Staple Fibre Yarn (Drafting Arrangement), mesin yang berfungsi sebagai media penarik, membentuk lembaran benang, menentukan kandungan berat dari lebar kain selama proses pembuatan, sebagai sarana mengurangi berat lebar kain, menghilangkan debu yang menempel, pada selembar kain, yang bekerja terus menerus 24 jam. Kerusakan yang terjadi Benang Staple Fibre saat ini sangat banyak digunakan dalam proses produksi kain di tekstil industri. Penggunaannya Staple Fibre Yarn pertama kali dikembangkan di Amerika Serikat pada tahun 1830, yaitu berkembang pesat hingga saat ini, Benang Staple Fibre sangat berguna dalam proses produksi kain.Kerusakan yang terjadi roller disebabkan oleh perambatan retak lelah,jika dibiarkan akan menggangu proses penarikan lembaran benang tersebut. Analisa pengkajian penyebab utama terjadinya kerusakan melalui beberapa pengujian Serangkaian pengujian yang dilakukan di laboratorium antara lain: uji fraktografi dan makrografi, uji kekerasan, uji metalografi, komposisi kimia, uji tarik, pada Crimper Roll FL62 Penyebab utama kerusakan digunakan untuk pengembangan kwalitas roll serta optimasi usaha memperpanjang umur operasional (life time) meliputi perbaikan desain, material, manufaktur, pelumasan, cara pemasangan serta penerapan system manajemen pemeliharan yang tepat.
Co-Authors Amir Hamzah Entin Hartini Heru Santosa Heru Santoso Miharja, Jaja Subiharto Subiharto Suwoto Suwoto Zuhair Zuhair