Garuda - Garba Rujukan Digital

PENENTUAN WAKTU TEMPUH KAPSUL HYDRAULIC RABBIT SYSTEM JALUR 2 (JBB 02) DI REAKTOR RSG-GAS Sutrisno Sutrisno; Sunarko Sunarko; Elisabeth Ratnawati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1331

Fasilitas iradiasi Rabbit System merupakan fasilitas iradiasi yang digunakan untuk penelitian aktivasi neutron1). Ada dua jenis Rabbit System, yaitu 4 buah hydraulic rabbit system (JBB01-JBB04) dengan media pengiriman berupa air bebas mineral dan Rabbit System Pneumatik (JBB 05). Waktu tempuh pengiriman dan pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system tergantung dengan besaran laju alir yang terpantau pada instrumen pengukuran aliran. pada saat ini waktu tempuh pengiriman kapsul dari isotope cell ke posisi iradiasi telah ditetapkan oleh bagian keteknikan sebesar 46 detik ternyata tidak memenuhi kebutuhan operasional rabbit system, Tujuan dari penulisan makalah ini adalah untuk mengetahui waktu tempuh kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit RS 2, untuk mengetahui waktu tempuh tersebut perlu dilakukan pengamatan laju alir yang variatif dengan membuka katup (JBB02 AA007), sehingga waktu pengiriman maupun pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system dapat diketahui. Dari pengamatan yang dilakukan didapatkan hasil waktu tempuh pengiriman kapsul polyethylene (PE) dari isotope cell ke posisi iradiasi sesuai persamaan grafik Y=57,67 e-0,139.x, untuk kapsul Aluminium (Al) sesuai persamaan grafik Y= 68,178 e-0,189.x, sedangkan waktu tempuh pemulangan kapsul poly ethelene (PE) dari posisi iradiasi ke isotope cell sesuai persamaan grafik Y=56,459 e-13.x, untuk kapsul Al sesuai persamaan grafik Y= 65,51 e-183.x , sehingga hasil ini dapat digunakan sebagai acuan untuk menentukan waktu tempuh yang diinginkan oleh operator.ABSTRACT DETERMINATION OF TRAVEL TIME CAPSULES HYDRAULIC RABBIT SYSTEM CHANNEL 2 (JBB 02) AT THE G.A.SIWABESSY REACTOR. Rabbit System is an irradiation facilities used for research on neutron activation. There are two types of Rabbit Systems including 4 pieces Rabbit Hydraulic Systems (JBB01 - JBB04) and Rabbit Pneumatic Systems (JBB 05). Irradiation facility of hydraulic rabbit system is irradiation facility with media delivery in the form of capsules. Travel time delivery and the return capsule in hydraulic rabbit system facility depends on the magnitude of the observed flow rate on flow measurement instruments for water circulation. To determine the travel time should be observed flow rates varied by opening the valve (JBB02 AA007), so the delivery time and the return capsule in the rabbit facility hydraulic system can be known. Observations made from the results obtained travel time capsule delivery poly ethylene ( PE ) of the isotope cell to irradiation position appropriate to the graph Y=57,67 e-0,139.x, for capsules Aluminum ( Al ) appropriate graph Y= 68,178 e-0,189.x, while the travel time of the return capsule poly ethylene ( PE ) from the irradiation position to the isotope cell appropriate graph Y=56,459 e-13.x, for capsules Al appropriate graph Y= 65,51 e-183.x this result can be used as a reference for determining the travel time desired by the operator .

PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto Suwarto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1363

Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat digunakan untuk iradiasi target silikon sesuai standar. Oleh sebab itu RSG-GAS sedang melakukan persiapan fasilitas tersebut dengan harapan dapat melayani iradiasi target silikon sebagai bahan semi konduktor yang sesuai standar. Sebagai rujukan yaitu fasilitas doping silikon di reaktor FRM II, Munich, Jerman yang telah mampu menghasilkan bahan semi konduktor sebanyak 10 ton semenjak tahun 2008. Persiapan yang dilakukan antara lain untuk mendapatkan informasi tentang persyaratan sebuah fasilitas doping silikon agar dapat menghasilkan bahan semi konduktor yang berkualitas. Informasi diperoleh dengan mempelajari langsung kegiatan iradiasi target silikon di FRM II. Hasil pengamatan menyimpulkan bahwa fasilitas doping silikon RSG-GAS memungkinkan untuk melayani iradiasi silikon dengan syarat posisi iradiasi fasilitas memiliki penyimpangan distribusi fluks netron arah aksial < 5 % dan arah radial < 3 %, sistem pengendali putaran target, peta posisi profil distribusi fluks netron sebagai fungsi posisi batang kendali reaktor dan memiliki alat ukur resistivitas.ABSTRACT "PREPARATION OF RSG-GAS SILOCON DOPING FACILITY" Silicon doping facility at RSG-GAS has not been able to irradiate silicon target according to standard yet. Therefore RSG-GAS is preparing the facility in the hope that it can serve Si target irradiation for semiconductor materials according to standard. As a reference is silicon doping facility at reactor FRM II, Munich , Germany which has produced semiconductor materials of 10 tons since 2008. The preparations were done among other things to get information about requirements of a silicon doping facility in order to produce semiconductor materials which has a certain quality. The information were obtained by observation of Si irradiation activity at FRM II. The observation results concluded that RSG-GAS silicon doping facility enable to serve the Si irradiation with requirements that irradiation position of the facility has deviation of neutron flux distribution in the axial < 5 % and radial < 3 %, control system of target rotation, profile positions of neutron flux distribution as a function of control rods positions and availability of resistivity measuring device.

IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY Nugraha Luhur; Subiharto Subiharto; Suhadi Suhadi; Irwan Irwan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1338

Implementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG – GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG – GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian, produksi radioisotop, iradiasi batu topaz dan kegiatan lain akan menghasilkan sumber radiasi. Sumber radiasi dari material pascairadiasi dalam berbagai bentuk berupa utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan dalam melakukan pengendalian. Metode penilaian implementasi dilakukan dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan pengendalian yang telah dilakukan. Dari data-data yang diperoleh menunjukkan bahwa pengendalian material pascairadiasi yang telah dilakukan saat ini baru pada pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup jenis/nama bahan, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan juga mengatur tentang proses pemindahan material pascairadiasi yang keluar atau masuk gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini dapat memberikan informasi status dan keberadaan sumber radiasi dari material pascairadiasi tercatat dengan baik dan lengkap dengan informasi yang diperlukan, sehingga dasar pemanfaatan sumber radiasi yaitu justifikasi, limitasi dan optimasi dapat diwujudkan dan pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.ABSTRACT IMPLEMENTATION ON CONTROLLING POST IRRADIATED MATERIAL AT THE G.A. SIWABESSY MULTI PORPOSE REACTOR) RSG-GAS. Implementation on controlling of post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron process for research, radioisotope production, irradiating topaz stones and other activities will produce radiation source. Radiation source from post irradiated material appears in many shapes such as equipment with various levels of radiation exposure which need to be controlled starting from recording of material name, amount or volume, material identification number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is strongly needed to assess the success and the lack of controlling activities. The Implementation assessment method is carried out by collecting data of post irradiated material, collecting data of working area and evaluating of controlling activities which have been done. Based on the achieved data show that controlling of radiation source from post irradiated material which has been done currently is about controlling related to radiation information. Therefore, a standard operational procedure is very needed which includes kind/material name, amount or volume, material identification number, placement spots as well as arranging removal process of radiation source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The result of this implementation assessment can inform the status and the presence of radiation source from post irradiated material with well noted and completed with needed information, so that basic utilization of radiation source which are justification, limitation and optimization can be created as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled.

EVALUASI GANGGUAN SCRAM PADA PENGOPERASIAN REAKTOR SERBA GUNA GA SIWABESSY KURUN WAKTU 2009 - 2014 Sriawan Sriawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1369

Gangguan scram yang terjadi pada pengoperasian reaktor nuklir akan mengganggu kelancaran operasi reaktor. Ketika reaktor sedang dimanfaatkan untuk mengiradiasi sampel atau untuk melaksanakan penelitian dan tiba-tiba reaktor scram, proses iradiasi dan proses penelitian akan terganggu yang selanjutnya akan mempengaruhi hasil. Makalah ini mengevaluasi gangguan scram yang terjadi pada pengoperasian reaktor serba guna GA SIwabessy (RSG-GAS) pada kurun waktu 2009 – 2014. Evaluasi dilakukan dengan mengumpulkan dan mengidentifikasi data gangguan scram kemudian menginvestigasi dan mengevaluasi penyebabnya. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa telah terjadi gangguan scram sebanyak delapan puluh delapan kali terdiri dari 34 kasus terputusnya pasokan listrik PT PLN, 9 kasus penanganan yang salah oleh operator, dan 45 kasus yang lain terkait dengan kegagalan komponen sistem proteksi reaktor. Dapat disimpulkan bahwa kerusakan dengan frekuensi paling banyak berasal dari kegagalan komponen sistem proteksi reaktor. Diperlukan pengkajian lanjut berkaitan dengan keandalan SPR agar pengoperasian reaktor dapat dilaksanakan dengan lancar dengan jumlah gangguan minimal bahkan pengoperasian tanpa gangguan.ABSTRACT EVALUATION ON SCRAM DISTURBANCES AT THE GA SIWABESSY MULTI PURPOSE REACTOR OPERATION. Scram occurred during reactor operation will disturb the operation of the reactor. In the course of sample irradiation or research processes an advertently scram will develop instability and shortcoming causing poor result of irradiated sample. This paper is aim to evaluate scram disturbances during the GA Siwabessy reactor operation for a time frame of year 2009 – 2014. The evaluation is carried out by compiling data disturbances followed by investigating and evaluating their causes. From the evaluation result it is known that reactor scram occurred within above period are 88 times including scram due PLN electrical power supply failed of 34 times, scram due component failure of 45 times and scram due human error of 9 times. Then it can be concluded that components failure considered as main disturbances. Assessment components reliability is a must. While disturbances of PLN electrical power supply and disturbance of human error should be avoid by continuously improving human knowledge and experience

EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN Iman Kuntoro, APU
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1316

Reaktor Serba Guna RSG GAS sudah memasuki usia ke 26 tahun sejak bulan Agustus 2012 yang lalu. Untuk itu perlu dilakukan evaluasi keselamatan dari segala aspek pengoperasian reaktor agar dapat memberikan data yang cukup bagi para pengambil keputusan sebagai bahan pertimbangan untuk meletakkan kebijakan rencana pengoperasian di masa datang terutama dalam rangka menjamin keamanan dan keselamatan operasi selanjutnya sampai batas usianya sekaligus untuk memenuhi ketentuan dalam Peraturan Kepala BAPETEN N0. 2/Tahun 2011, yang mewajibkan Pengusaha Instalasi melakukan verifikasi keselamatan reaktor paling sedikit dalam tiap kurun waktu 5 tahun. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kinerja sistem keselamatan reaktor RSG-GAS yang meliputi aspek nuklir, thermohidraulik dan radiasi, selama reaktor 25 tahun beroperasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengumpulkan semua data pengoperasian reaktor selama 25 tahun dan kemudian dibandingkan dengan batasan dan ketentuan keselamatan operasi reaktor. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa reaktor beroperasi dengan aman. Pada saat operasi normal, parameter keselamatan berharga dibawah batas keselamatan operasi. Pada saat terjadi kegagalan dan gangguan operasi, sistem proteksi raktor berfungsi baik dengan memadamkan reaktor.Sejumlah 27 kejadian operasi telah terjadi selama kurun waktu 25 tahun tergolong dalam skala 1 (anomali) dan nol (deviasi) dari skala INES yang tidak menimbulkan dampak radiologis.ABSTRACKEvaluation on the Performance of Safety Systems of the RSG-GAS Reactor During 25 Years Operation. The RSG GAS reactor in Serpong was stepping the age of 26 years since August 2012. It is of necessary to evaluate the safety of all operational aspects in order to provide adequate data for the decision maker to plan the next operation program especially to guarantee the safe operation until the end of its designed age, and to respon the Regulation of BAPETEN N0. 2/2011, by which request a self safety verification by licensee at least once every 5 years. The aim of the research is to know the performance of safety syatems of the RSG GAS reactor comprising nuclear, thermalhydraulics and radiation aspects, during its 25 years operation. Evaluation was done by collecting all operation data in periode of 25 years and then compared to the safety limits and conditions of reactor operation. The results showed that during the periode the reactor was operated in a safe manner. During normal operations all safety parameters show the values lower than the safety limits. While during incidents or disturbances conditions, the reactor protection system always took actions to shut the reactor down. A number of 27 incidents have taken place but in scale 1 (anomaly) and nol (deviation) of the INES Scale which means no radiological impacts occcured.

PERHITUNGAN KEANDALAN PENGGABUNGAN JALUR DISTRIBUSI SISTEM KELISTRIKAN RSG-GAS Yan Bony Marsahala
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1346

Pada sistem kelistrikan RSG-GAS, jalur distribusi dipasok dari tiga panel distribusi primer, yaitu: busbar BHA, busbar BHB, dan busbar BHC yang bekerja sendiri-sendiri. Ketiga busbar tersebut disuplai oleh hanya satu sumber catu daya PLN melalui jalur tunggal. Tiap busbar memasok beban redundan. Secara prosedural, bila terjadi kegagalan pada salah satu dari ketiga busbar, akan mengakibatkan gagalnya operasi reaktor. Kelemahan ini dapat diselesaikan dengan melakukan modifikasi pada konfigurasi busbar yaitu dengan cara mengabungkan ketiganya menggunakan kabel daya sedemikian sehingga panel distribusi primer tersebut akan berubah sifatnya menjadi “three in one” yang saling melengkapi. Perubahan tersebut akan menjadi konfigurasi baru dengan tingkat keandalan yang berbeda dibandingkan dengan konfigurasi busbar terpasang. Makalah ini akan menghitung tingkat keandalan konfigurasi busbar terpasang dan konfigurasi busbar hasil modifikasi. Perhitungan dengan rumus-rumus keandalan dan menggunakan parameter laju kegagalan peralatan listrik yang mendukung konfigurasi busbar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa, keandalan panel distribusi primer terpasang adalah 0.9728807076, dan keandalan panel distribusi hasil modifikasi adalah 0.9996537791. Dengan kata lain terjadi peningkatan keandalan panel distribusi primer sebesar 2.75%.ABSTRACT CALCULATION ON RELIABILITY OF COMBINING THE DISTRIBUTION LINE OF THE MULTI PURPOSE REACTOR G.A.SIWABESSY ELECTRICAL SYSTEMS. In the RSG-GAS electrical systems, distribution lines was supplied from three primary distribution panel, they are busbar BHA, busbar BHB, and busbar BHC that are working independently. All three busbar are supplied by only one source of power supply through a single PLN. Each busbar supplies the redundant load. By procedure it is recoqnized that failure one of the three busbar causing failure of the reactor operation. This weakness can be resolved by modifying the busbar configuration that is by combining them using the power cable so that the primary distribution panel will change its nature be “three in one " complementary. Such changes will be a new configuration with different levels of reliability than that of the present busbar configuration. This paper calculates the reliability of both busbar configurations installed and modified busbar configuration. Calculation was carried out using reliability formulas and the electrical equipment failure rate parameters that support the busbar configuration. By calculation result gives that the reliability of the primary distribution panel installed is 0.9728807076, and reliability of the modified distribution panel is 0.9996537791. In other words there are increases in the reliability of the primary distribution panel by 2.75 %.

PEMANFAATAN RADIONUKLIDA 99mTc UNTUK PENGEMBANGAN RADIOFARMAKA PENATAH INFEKSI/INFLAMASI DI PTRR, BATAN, SERPONG Laksmi Andri Astuti
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1319

Salah satu pendayagunaan Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy adalah sebagai penghasil radioisotop, diantaranya technicium-99m (99mTc) yang merupakan anak luruh dari radioisotop Mo-99m. 99mTc merupakan radionuklida ideal untuk pencitraan menggunakan kamera gamma. Saat ini Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka – BATAN telah mengembangkan radiofarmaka untuk penatah infeksi menggunakankan Tc-99m , baik antibodi bertanda 99mTc, peptida bertanda 99mTc maupun antibiotik bertanda 99mTc. Radiofarmaka yang telah dikembangkan antara lain 99mTc-EBI, 99mTc-HYNIC-IgG, 99mTc-HYNIC-IgM, 99mTc-IgG, 99mTc-IgM, 99mTc-DTPA-INH. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk menjelaskan pengembangan radiofarmaka untuk infeksi/inflamasi berbasis 99mTc, metoda analisis kemurnian radiokimia dengan kromatografi lapis tipis dan kromatografi kertas, biodistribusi dilakukan dengan hewan percobaan mencit. Hasil penelitian menunjukkan kemurnian radiokimia yang cukup tinggi, sehingga bisa disimpulkan hasil penelitian bisa digunakan untuk radiofarmaka penatah infeksi/inflamasi, tetapi masih perlu dilanjutkan dengan uji praklinis lanjutan dan uji klinis di rumah sakit.ABSTRACT UTILIZATION OF RADIONUCLIDES 99mTc FOR DEVELOPMENT OF DIAGNOSTIC RADIOPHARMASEUTICAL FOR INFECTION/INFLAMATION IN PTRR, BATAN, SERPONG. One of the utilization of RSG-GAS in PTRR-BATAN is utilization of radionuclide 99mTc for development of radiopharmaceutical for infection and inflammation imaging agent, which 99mTc is an ideal radionuclide for imaging using a gamma camera. PTRR-BATAN has developed a radiopharmaceutical for the diagnosis of infection / inflammation using 99mTc radionuclides, both 99mTc labeled antibodies, 99mTc labeled peptides or 99mTc labeled antibiotic. Radiopharmaceutical that have been developed in PTRR-BATAN such as 99mTc-HYNIC-IgG, 99mTc-HYNIC-IgM, 99mTc-IgG,- 99mTc IgM, 99mTc-DTPA-INH, analysis method for radiochemical purity by thin layer chromatography and paper chromatography, animal biodistribution experiments performed with mice, the results showed that radiochemical purity is high enough, it can be concluded that the results can be used for radiopharmaceutical for infection/inflammation imaging agent, but still need further preclinical and clinical trials.

EVALUASI PENYEBAB GANGGUAN MESIN DIESEL BRV10 DI RSG-GAS Asep Saepuloh; Kiswanto Kiswanto; Muhammad Taufiq; Yuyut Suraniyanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1356

Diesel generator merupakan salah satu komponen penting pemasok daya listrik darurat ketika catu daya listrik utama mengalami gangguan. Tidak dapat beroperasinya mesin Diesel akan berdampak serius kepada pengoperasian reaktor. Tulisan ini bertujuan untuk mengevaluasi penyebab gangguan Diesel generator BRV10 Reaktor Serba Guna GA Siwabessy yang terjadi pada awal 2014. Peristiwa ini cukup menjadikan perhatian karena dipandang penyebabnya unusual. Evaluasi dilakukan dengan menginvestigasi sebab-sebab gangguan, melakukan langkah perbaikan, uji fungsi serta mengantisipasi agar kejadian yang sama tidak berulang kembali dimasa yang akan datang. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa penyebab gangguan Diesel adalah tercampurnya solar dengan air dan lumpur yang diperkiraan sudah tertimbun lama di dalam tangki bahan bakar mesin Diesel. Dipercaya penyebabnya adalah perawatan tangki bahan bakar kurang optimalABSTRACT EVALUATION OF the BRV 10 diesel engine disruption of the Multi Purpose Reactor GA siwabessy Reactor. Diesel generator is one of the important components of emergency electrical power supply when the main power supply is disrupted. Unable to operation of diesel engines will have a serious impact to the operation of the reactor This paper aims to evaluate the cause of disruption of the diesel generator BRV10 at the Multi Purpose Reactor GA Siwabessy occurred in 2014. This event makes enough attention because its cause is deemed unusual. Evaluation is done by investigating the causes of the disorder, do the repair, test functions and anticipate that similar events do not recur in the future. From the results of the evaluation of the causes of disorders known that diesel is a diesel mixing with water and mud that had buried long estimated in the diesel engine fuel tank. Is believed to cause the fuel tank care is less than optimal

MEMBANGUN KESADARAN PENYELAMATAN ARSIP HASIL PENELITIAN DI LINGKUNGAN BATAN Suhana Suhana; Djoko Sularto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1322

Banyaknya hasil penelitian di BATAN yang selama ini masih dipertanyakan keberadaan arsipnya dimungkinkan penelitian tersebut tidak dicatat secara tertib dan kemungkinan lainnya penelitian tersebut di catat tetapi hasil pencatatannya tidak diarsipkan secara baik. Menjadi ironis lembaga penelitian seperti BATAN, yang sudah ada sejak tahun 1958 dengan Lembaga Tenaga Atomnya yang sudah banyak menghasilkan produk-produk unggul terkait dengan teknologi nuklir yang bermanfaat bagi perkembangan ekonomi dan sosial, namun arsip dari hasil penelitian tersebut masih banyak yang tidak diketahui keberadaannya. Tujuan penulisan ini adalah menjelaskan dan menimbulkan kesadaran akan pentingnya melakukan penyelamatan arsip-arsip hasil penelitian di BATAN yaitu dengan melakukan sosialisasi kearsipan. Sosialisasi yang tepat dan efektif mampu menumbuhkan kesadaran mengubah keadaan arsip yang terserak menjadi arsip yang tertata dan mudah ditemukan kembali ketika diperlukan. Kesadaran akan pentingnya arsip belum sepenuhnya terbentuk di lingkungan karyawan BATAN, khususnya pelaku kegiatan penelitian (peneliti), pengelola arsip, pihak manajemen maupun pimpinan organisasi. Diperlukan sosialisasi kearsipan dengan berbagai macam cara ke seluruh pihak untuk menumbuhkan kesadarannya, agar arsip-arsip hasil penelitian dapat diselamatkan.ABSTRACK BUILDING AWARENESS ON KEEPING OF SCIENTIFIC PAPER AS ARCHIVE OF RESEARCH RESULTS OF THE NATIONAL NUCLEAR ENERGY AGENCY INDONESIA. A number of outputs resulted from research on nuclear technology especially in the form of scientific paper dispersed at the the National Nuclear Energy Agency Indonesia (BATAN) have not been managed well. Be ironic as a research institution, BATAN, founded in year 1958 as the Atomic Energy Agency having advantages products associate to the nuclear technology which give positive impact to the socio – economic development to the communities but those were disorderly scattered. The purpose of this paper is to explain and raise awareness of the importance to keep research file in orderly manner. By socializing and promoting the importance of archive correctly and effectively through such a seminar and workshop it is deemed enabling a change of an archiving of scattered scientific paper to the orderly archiving so as those will be easily tracked and re-founded. From the observation done it is trusted that awareness on archiving of scientific paper is not fully formed to the workforce at the BATAN especially among researcher and management as well. Socialization on archiving in various ways to all parties is required be developed to foster awareness, so that archives of the research results can be maintained.

ANALISIS VIBRASI PADA POMPA PENDINGIN PRIMER JE01 AP003 Pranto Busono; Syafrul Syafrul; Aep Saefudin Catur
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1359

Pompa pendingin primer JE01 AP003 merupakan salah satu komponen utama pada keselamatan operasi reaktor sehingga perlu dilakukan deteksi awal jenis dan tingkat kerusakan komponen penyusunnya. Komponen utama dari pompa yang sering mengalami kerusakan adalah bearing. Salah satu indikasi bearing telah mengalami kerusakan yaitu adanya vibrasi atau kenaikan suhu pada bearing. Tujuan dari penulisan ini adalah untuk mengetahui gejala kerusakan bearing dan tingkat kerusakannya berdasarkan analisis vibrasi. Salah satu cara untuk mendeteksi awal gejala kerusakan pompa adalah dengan mengetagui respon vibrasi hasil pengukuran dengan vibration tester. Berdasarkan analisis vibrasi akan diperoleh cited peak pada arah radial, aksial dan tangensial. Dari hasil analisis vibrasi tersebut maka dapat ditentukan gejala kerusakan pada free end bearing pompa pendingin primer JE01AP003 berupa looseness dengan tingkat kerusakan moderate sehingga perlu dilakukan penggantian bearing JE01 AP003 meskipun kerusakan yang terjadi belum parah.Abstract VIBRATION ANALYSIS OF PRIMARY AIR PUMP JE01 AP003. JE01 AP003 primary coolant pump is one of the main components in the safe operation of the reactor so that needs to be done early detection of damage types and levels of its constituent components. The main components of the pump that is often damaged bearing. The purpose of this paper is to know the symptoms of bearing damage and the level of damage based on vibration analysis. One indication of the bearing has been damaged, that is the vibration or temperature rise in the bearing. One way to detect early symptoms of damage to the pump is to use the vibration response peak Based on the analysis of the measurement results cited the obtained results that the primary coolant pump JE01 AP003 has been damage to a free end looseness bearing with moderate levels of damage. Need JE01 AP003 bearing replacement even though the damage is not severe.

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
buletin-reaktor@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name -

Contact Email -

Phone -

Journal Mail Official buletin-reaktor@batan.go.id

Editorial Address Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310

Location Kota adm. jakarta selatan, Dki jakarta INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
buletin-reaktor@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA