Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir

bprn
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : 02162695 EISSN : 26148943 DOI : 10.17146

Core Subject : Science, Engineering,

Chemistry Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering

Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir "REAKTOR" ditebitkan oleh Pusat Serba Guna (PRSG) BATAN, frekuensi terbit enam bulanan. Jurnal ini mempublikasikan naskah-naskah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis pengelolaan perangkat nuklir dan sebagainya.

Arjuna Subject : Energi (semua kategori) - Teknik dan Energi Nuklir

Articles 6 Documents

Search results for , issue "Vol 13, No 1 (2016): April 2016" : 6 Documents clear

PERAN ORGANISASI DALAM MENUMBUH KEMBANGKAN BUDAYA KESELAMATAN W. Prasuad; Unggul Hartoyo; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PERAN ORGANISASI DALAM menumbuh kembangkan BUDAYA KESELAMATAN. Telah dilakukan telaah terhadap faktor yang sangat berpengaruh terhadap keberhasilan organisasi dalam penerapan budaya keselamatan dalam meningkatkan kinerja keselamatan. Studi ini dilakukan dengan fokus pada faktor organisasi yang dapat mempengaruhi kegagalan organisasi dalam mengelola budaya keselamatan untuk meningkatkan kinerja keselamatan menggunakan TECDOC 1329 dan Perka BATAN No.200KA/X/2012. Dari faktor 7 (tujuh) faktor dominan terhadap peran organisasi dalam menumbuh kembangkan budaya keselamatan diperoleh bahwa safety leadership berperan sangat kuat dalam organisasi. Untuk dapat menerapkan model ini diusulkan suatu alur peran organisasi dalam meningkatkan budaya keselamatan. Untuk lebih mudah diterapkan, maka seluruh faktor dominan dipadankan dengan implementasikan secara kongkret sesuai atribut dan implementasi yang dapat dilakukan, sehingga secara tangible dapat dipraktekkan sebagai acuan dalam menyusun program budaya keselamatan organisasi. Kata Kunci : Organisasi dalam budaya keselamatan, Kinerja keselamatan ABSTRACT THE ROLE OF THE ORGANIZATION TO DEVELOP SAFETY CULTURE. Has conducted research on the factors that influence the success of the organization in the implementation of safety culture in improving safety performance. This study was conducted with a focus on organizational factors that can affect the organization's failure to manage safety culture to improve safety performance using TECDOC 1329 and Perka BATAN No.200KA / X / 2012. Seven of the dominant factor of the organization's role in salvation is to cultivate a culture that is very strong safety leadership role in the organization. To be able to apply this model of organization proposed a groove role in improving safety culture. To more easily applied, all paired with a dominant factor concretely implement the appropriate attributes and implementations that can be done, so that tangible can be practiced as a reference in preparing the organization's safety culture program. Keywords: Strategies to fostering Safety Culture, Safety management system

PENGUKURAN FAKTOR KOMPENSASI DETEKTOR RENTANG DAYA KNK 50 UNTUK TERAS RSG-GAS A. Mariatmo; Ir. Edison Edison; Heri Prijanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENGUKURAN FAKTOR KOMPENSASI DETEKTOR RENTANG DAYA KNK 50 UNTUK TERAS RSG-GAS. Telah dilakukan pengukuran faktor kompensasi detektor neutron rentang daya KNK 50 yang dipasang disekitar teras RSG-GAS. Pengukuran ini diperlukan untuk memeriksa kinerja bagian kompensasi dari detektor setelah beroperasi selama lebih dari satu tahun. Ketika reaktor sedang beroperasi, teras reaktor tidak hanya memancarkan neutron tetapi juga sinar gamma yang akan menyumbang pada sinyal arus detektor. Faktor kompensasi ini menunjukkan kemampuan detektor untuk menetralkan pengaruh sinar gamma sehingga sebagaimana desainnya detektor ini seharusnya hanya mengukur neutron saja. Pengukuran ini dilakukan pada dua buah detektor rentang daya KNK 50 terpasang setelah sehari reaktor shut down. Elektrode positif kamar sensitif neutron dan gamma diberi tegangan positif yang tetap, sedangkan elektrode negatif kamar kompensasi diberi tegangan negatif yang bervariasi. Untuk setiap variasi tegangan negatif, arus yang dihasilkan pada elektrode sinyal diukur dan dicatat. Akhirnya diperoleh arus minimum yang dihasilkan. Faktor kompensasi detektor adalah prosentase arus minimum ini terhadap arus mula-mula ketika tegangan negatif nol. Dari hasil pengukuran yang dilakukan, detector JKT03 CX831 memiliki faktor kompensasi 0,45% dan detector JKT03 CX841 memiliki faktor kompensasi 0,41%. Kedua hal ini berada dibawah batas spesifikasi 2%[3*] sehingga kemampuan kompensasi gamma kedua detector tersebut dinyatakan masih baik. ABSTRACTTHE MEASUREMENTS OF COMPENSATION FACTORS OF THE KNK 50 POWER RANGE DETECTORS FOR THE RSG-GAS’S CORE. It has been implemented the measurement of compensation factors on the KNK 50 power range neutron detectors installed around the RAG-GAS core. The measurements are needed to check performance of the compensating part of the detectors after they are used for more than a year. While the reactor are in operation, the core produce neutrons and also gamma rays other which will contribute to current signal of the detectors. The compensation facto rindicate capability of the detectors to neutralize of effect of gamma radiations affect so as its design, that it only measures neutrons. The measurements were performed on two installed KNK 50 power range detector one day after reactor shutdown. The constant positive voltage is applied to the positive electrodes of the neutron and gamma sensitive chambers. While varied negative voltages were applied to the negative electrodes of compensation chamber. For each variation of negative voltage applied, the resulting current at the signal electrode was measured and noted. Eventually, the minimum resulting currents are measured and noted. The compensation factor of the detector is the percentage of the minimum resulting current at the signal electrode to the resulting current when the negative electrode was grounded. The results of measurements of the detector JKT 03 CX 831 has a compensation factor of 0.45% and a detector JKT03 CX841 has a compensation factor of 0.41%. Both of these detectors is within the specification limits 2%[3*] so that the ability of the gamma compensation detector is functioning properly.

PENGARUH SUMBER DAYA MANUSIA DAN RUANG PENYIMPANAN ARSIP DALAM MELAKUKAN KEGIATAN PENGELOLAAN KEARSIPAN DI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA Suhana Suhana
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENGARUH SUMBER DAYA MANUSIA DAN RUANG PENYIMPANAN ARSIP DALAM MELAKUKAN KEGIATAN PENGELOLAAN KEARSIPAN DI PRSG. Aktivitas suatu unit kerja dalam menciptakan arsip secara terus menerus sejalan dengan seberapa besar aktivitas unit kerja itu berlangsung. Semakin tinggi aktivitas Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) itu berjalan maka semakin besar arsip yang tercipta. Minimnya ketersediaan ruang sebagai tempat penyimpanan akhir suatu arsip adalah salah satu permasalahan yang terjadi pada setiap unit kerja yang masih berjalan. Penulisan ini bertujuan untuk mengetahui seberapa besarkah pengaruh Sumber Daya Manusia (SDM) dan ruang penyimpanan arsip dalam melakukan kegiatan pengelolaan kearsipan di PRSG. Sehingga diharapkan bisa memberi masukan bagi manajemen untuk menentukan arah kebijakannya dalam menangani segala permasalahan arsip yang tercipta selama ini. Penulisan ini berdasarkan survei lapangan pengelolaan kearsipan yang dilakukan di PRSG, sehingga memberikan kesimpulan bahwa pengaruh antara Sumber Daya Manusia yang mengelola arsip dengan ruang penyimpanannya tidak bisa dipisahkan antara satu dengan yang lainnya. Arsip yang sudah terdata dan terdaftar belum memenuhi standar efisiensi dan efektivitas pengelolaan arsip jika tidak tersedianya prasarana dan ruang penyimpanan arsip sebagai tempat dilakukannya kegiatan penyusutan arsip. Sedangkan keberadaan ruang penyimpanan arsip juga tidak menjamin ditemukannya kembali arsip secara cepat dan tepat apabila tidak adanya SDM yang kompetensi dan profesional di bidang kearsipan dalam melakukan kegiatan pengelolaan arsip. Kata kunci : Sumber Daya Manusia, Ruang Penyimpanan Arsip ABSTRACTThe influence OF HUMAN RESOURCES AND ARCHIVE STORING ROOM WITHIN MANAGEMENT OF ARCHIVES AT THE CENTER FOR GA SIWABESSY REACTOR. Continuous activity within working unit in generating archive is similar to how big activities of the unit. The more busy of the unit the more archive generated. The lack of availability of room storing archive constitute a problem at an active running unit. This paper is aimed to understand how big the influent of human resources and room storing archive within archiving management at the Center for GA Siwabessy Reactor (PRSG). Therefore it is expected that result of survey could be used to establish policy for handling problem occurred. Based on survey happened dealing with archiving management it is proved that some archived deemed tedious managed but the other are still needed improvement. Archives have been counted and registered are not efficiently and effectively arranged causing problem when retrieval. Human taking care for archived and storage room for archived constitute of a unit at which cannot be separated. It is mean that without professionally competence of HRD of archived it is difficult to find where the archive is. And the contrary without good infrastructure of archiving stored it will be catastrophe to find an archive stored. Keywords : Human Resources, Archive Storage.

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno Sutrisno; Saleh Hartaman; Asnul Sufmawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Fasilitas iradiasi Power Ramp Test Facility (PRTF) adalah sebuah fasilitas iradiasi yang digunakan untuk uji tak merusak bahan bakar nuklir jenis Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF dirancang khusus untuk simulasi kondisi PWR dimana batang uji/kelongsong pin diberi tekanan di dalam rangkaian primer dan panas yang ditimbulkan diambil oleh sistem pendingin sekunder yang memiliki 2 jalur masing-masing jalur dioperaikan dengan laju alir aatara 600 l/jam-900 l/jam. Pada pengujian ini akan dilakukan iradiasi kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam. Persyaratan LAK iradiasi PRTF bahwa daya termal maksimum adalah 22,5 kw dan aktivitas air maksimum primer adalah 2,08.104 cps. Pengujian ini bertujuan untuk mengetahui linieritas hubungan antara daya termal terbangkitkan dengan posisi kelongsong pin terhadap teras reaktor, serta menentukan aktivitas air primer sebagai fungsi daya termal. Hasil dari percobaan didapatkan bahwa daya fungsi posisi batang uji/kelongsong pin terhadap teras reaktor adalah linier dan nilai daya maksimum yang terbangkitkan adalah 3,913926 kW, serta aktivitas air primer maksimum didapatkan nilai 4.102 cps dengan demikian iradiasi pengujian kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam aman dilakukan di reaktor RSG-GAS. Kata kunci : Iradiasi, Pengujian, kelongsong, pin, laju alir, PRTF ABSTRACTIRRAADIATION TESTING OF PRTF CLADDING PIN WITH SECONDARY FLOW RATE 750 l / h. Irradiation facilities Power Ramp Test Facility (PRTF) is an irradiation facility that is used for non-destructive testing of nuclear fuel type Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF specially designed for simulating the conditions of PWR in which the test rod / cladding pin by pressure inside the primary circuit and the heat generated is taken by a secondary cooling system that has two lanes each track is operated with a flow rate of 600 l / h - 900 l / h , In this test will be irradiated cladding PRTF pin with a secondary flow rate of 750 l / h. This test aims to determine the linearity of the relationship between the thermal power was awakened by a cladding pin position against the reactor core, and to determine the primary water activity as a function of thermal power. The results of the experiment showed that the power function of the position of the test rod / cladding pin against the reactor core is linear and the value of maximum power is awakened 3.913926 kW and maximum primary water activity values obtained 4,102 CPS. PRTF irradiation of SAR requirements that the maximum thermal power is 22.5 kW and maximum water activity of primary 2,08.104 thus PRTF pin cladding irradiation testing with the secondary flow rate of 750 l / h safely operated in the RSG-GAS reactor. Keywords: Irradiation, Testing, cladding, pin, flow rate, PRTF

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati; Jaka Iman; Hanapi Ali
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Pengukuran fluks neutron thermal dan epithermal di fasilitas iradiasi sistem rabbit dipandang perlu dilakukan kembali sebagai evaluasi. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan aktivasi keping Au terbuka, dan keping Au yang terbungkus Cd. Keping diiradiasi pada posisi RS-1, RS-2 dan RS-4 selama 300 detik dalam reaktor berdaya 15MW. Hasil pengukuran fluks neutron thermal di posisi RS-1 adalah sebesar 4,4689E+13 n/cm2.s dan epithermal 4,014E+12 n/cm2.s. Untuk posisi RS-2 adalah 4,0631E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 4,280E+12 n/cm2.s untuk epithermal. Posisi RS-4 adalah 4,2152E+13 n/cm2.s untuk thermal dan 3,531E+12 n/cm2.s untuk epithermal. Koreksi pengukuran dilakukan dengan menggabungkan faktor penyumbang kesalahan. Nilai ketidakpastian pada posisi RS-1 adalah 5,068 %, RS-2; 5,096 % dan RS-4 adalah 5,093 %. Bila dibandingkan dengan hasil pengukuran fluks neutron sebelumnya yaitu pada teras ke 54, hasil pengukuran fluks neutron ini tidak mengalami perbedaan yang signifikan. Pengukuran secara rutin diperlukan teristimewa pada setiap adanya perubahan pada konfigurasi bahan bakar reaktor untuk mengetahui besaran fluks neutron pada setiap posisi iradiasi. Kata kunci: fluks neutron thermal, epithermal, sistem rabbit ABSTRACTEVALUATION OF THERMAL AND EPITHERMAL NEUTRON FLUX IN THE RABBIT SYSTEM OF THE RSG GAS 89TH CYCLE FACILITY. Re-measurements of thermal and epithermal neutron flux at the irradiation facility of rabbit system is necessary for evaluation. The method used is to perform the activation of Au foil, and Au-wrapped Cd. The foils were irradiated at position RS-1, RS-2 and RS-4 for 300 seconds in a 15MW power reactors. The results of measurements of thermal neutron flux in the position of RS-1 is 4,4689E + 13 n / cm2.s and epithermal is 4,014E + 12 n / cm2.s. While in the position of RS-2 is 4,0631E + 13 n / cm2.s for thermal and 4,280E + 12 n / cm2.s to epithermal. The position of the RS-4 is 4,2152E + 13 n / cm2.s for thermal and 3,531E+12 n/cm2.s for epithermal. Measurement correction is done by combining the factor of contributor’s mistake. The uncertainty factor to the position of RS-1 is 5.068%, RS-2; 5.096% and RS-4 is 5.093%. When compared to the results of previous measurements of neutron flux on core 54, the results of neutron flux measurement is not experiencing a significant difference. Measurements are routinely required especially on any changes to the configuration of the reactor fuel to determine the amount of neutron flux at the position. Keywords: thermal and epithermal neutron flux, rabbit system

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto Kadarusmanto; Purwadi Purwadi; Endang Susilowati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah satu komponen penting teras reaktor. Karena di dalamnya terkandung produk fisi yang sangat reaktif. Keberadaan produk fisi ini harus dihitung dengan akurat karena menyangkut keselamatan operasi. Makalah ini menentukan jumlah Uranium-235 yang telah terbakar dengan menggunakan ORIGEN2. Elemen bakar yang ditentukan fraksi bakarnya adalah 3 elemen bakar uji dengan nomer identifikasi CBBJ249, CBBJ250 dan CBBJ251. Masing-masing elemen bakar uji diiradiasi di dalam teras RSG-GAS. CBBJ249 diiradiasi di teras 66 dan teras 67, CBBJ 250 diiradiasi di teras 66 sampai dengan 71 dan CBBJ251 di teras 66 sampai dengan teras 69. Dari hasil perhitungan dengan paket program ORIGEN2 diperoleh bahwa CBBJ 249 sampai dengan CBBJ251 mempunyai fraksi bakar 18,41%, 55,61% dan 36,87%. Bila dibandingkan dengan LAK EBU dan hasil pengukuran γ scanning terdapat perbedaan, semakin tinggi fraksi bakar semakin kecil perbedaannya. Kata kunci : ORIGEN2, fraksi bakar, pelat elemen bakar uji ABSTRACTDETERMINATION OF BURN-UP FOR TESTING FUEL PLATE. Nuclear fuel constitute of one out of several important component of the GA Siwabessy Reactor. Due to fission product at which is very reactive stay in it. The availability of fission product shall be calculated accurately. This paper is calculated the amount of uranium-235 burned by ORIGEN 2 computer code. The nuclear fuel calculated are three of testing fuels identification number of CBBJ249, CBBJ250 and CBBJ251. Each of testing fuel has been irradiated inside the RSG-GAS, CBBJ249 is irradiated inside core 66th and 67th core, CCBBJ251 is irradiated inside the 66th core to core the 71th core. Eventually the testing fuel of CBBJ 251 is irradiated inside the 66th core till to the 69th core. From the calculation result of ORIGEN2 there are obtained that the CBBJ249 until the CBBJ 251 having burn-up of 18,415; 55,61% AND 36,87%. If compare to the measurement result of LAK EBU and γ scanning measurement, there were shown that testing fuel of highest burn-up has lowest different. Keyword: ORIGEN2, burn-up. Fuel element plate.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

Filter by Year

2016 2016

Filter By Issues

All Issue Vol 19, No 2 (2022): OKTOBER 2022 Vol 19, No 1 (2022): APRIL 2022 Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 VOL 18, NO 1 (2021) Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020 Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020 Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019 Vol 16, No 1 (2019): April 2019 Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018 Vol 15, No 1 (2018): April 2018 Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017 Vol 14, No 1 (2017): April 2017 Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016 Vol 13, No 1 (2016): April 2016 Vol 11, No 1 (2014): April 2014 Vol 10, No 1 (2013): April 2013 Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012 Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010 More Issue

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

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

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