cover
Article Per Year (5 Year)
All
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
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
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 8 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016" : 8 Documents clear
Evaluasi Ketidaksejajaran Motor Dan Pompa Sistem Pendingin Sekunder Reaktor RSG-GAS (PA-01/02/03 AP001) Santosa Pujiarta, A.Md; Aji Nur Said, A.Md.; Muhammad Taufiq; Ir. Pranto Busono; Royadi Royadi
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (343.324 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3892

Abstract

ABSTRAKEVALUASIKETIDAKSEJAJARAN MOTOR DAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.ASIWABESSY (PA-01/02/03 AP001). Sistem pendingin sekunder merupakan peralatan yang sangat penting bagi pengoperasian reaktor. Sistem ini berfungsi untuk melepaskan panas peluruhan dari teras reaktor ke lingkungan setelah melewati sistem pendingin primer. Sistem pendingin sekunder terdiri dari 3 buah pompa sirkulasi dengan 7 buah modul menara pendingin sebagai tempat pelepasan panas yang terbagi dalam 2 jalur operasi. Pemeriksaan ketidaksejajaran pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001 dilakukan sebagai kegiatan perawatan komponen mekanik untuk menjamin keandalan motor pompa pendingin sekunder. Tujuan penulisan ini adalah untuk mengevaluasi hasil kegiatan perawatan pompa pendingin sekunder, sehingga dapat diambil tindakan yang terbaik untuk menjaga keandalan operasi pompa. Evaluasi dilakukan dengan pengambilan data hasil pengukuran ketidaksejajaran motor penggerak terhadap pompa yang berkedudukan tetap. Pemeriksaan ketidaksejajaran telah dilakukan pada motor pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001pada tanggal 24-26 Agustus 2016.Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa nilai ketidaksejajaran motor pompa pendingin sekunder pada posisi vertikal maupun horisontal masih dalam batas yang baik yaitu <0,50 mm. Disimpulkan kerusakan pada bearing, kumparan motor dan kopling pompa dapat diminimalisir, serta pompa pendingin sekunder dapat dioperasikan dengan aman.Kata kunci: Evaluasi, ketidaksejajaran, pompa ABSTRACTEVALUATION OF MISALIGNMENT BETWEEN MOTOR AND PUMP OF THE G.A SIWABESSY REACTOR SECONDARY COOLING SYSTEM (PA-01/02/03 AP001). Secondary cooling system is essential equipment for the operation of the reactor. This system serves to remove decay heat from the reactor core to the OF environment after passing through the primary cooling system. Secondary cooling system consists of three pieces of the circulation pump with 7 modules cooling tower as a heat release operation is divided into two lines. Misalignment examination of the secondary coolant pump PA-01/02/03 AP001 has been done as mechanical component maintenance activities to ensure reliable secondary cooling motor pump. The purpose of this paper is to evaluate the result of maintenance activity of the secondary cooling pump, in order to take the best action to maintain reliable operation of the pump. Evaluation is done by taking the measured of misalignment data of the motor to the pump that is in a fixed position. Misalignments examination has been performed at the secondary coolant motor pump of PA-01/02/03 AP001on 24-26 August 2016.From the calculation result it is recognized that  misalignments value of the secondary cooling pump motor in vertical and horizontal positions are still in a good condition that is < 0.50 mm. Then it can be concluded that  the possibility of damage to the bearing, spindle motors and pump coupling can be minimized and further the  secondary coolant pumps can be operated safely. Key word: Evaluation, misalignment, pump
KAJIAN AWAL BUDAYA SAFEGUARDS PADA INSTALASI NUKLIR Liliana Yetta Pandi; Ir. Endang Susilowati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (258.383 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3897

Abstract

ABSTRAKKAJIAN AWAL BUDAYA SAFEGUARDS PADA INSTALASI NUKLIR. Budaya keselamatan dan budaya keamanan nuklir telah ditetapkan; namun untuk budaya safeguard belum ditetapkan secara internasional.  Sistem safeguards internasional ini terdiri dari perjanjian, inspeksi, dan evaluasi dan tidak pernah mempertimbangkan budaya safeguards baik dari negara maupun fasilitas. Secara historis, indikator budaya tidak berperan dalam kegiatan verifikasi International Atomic Energy Agency (IAEA) terhadap safeguards, namum sejak kasus Irak pada awal tahun 1990, IAEA mempertimbangkan budaya safeguards melalui teori budaya organisasi dan perkembangan safeguards itu sendiri.  Tujuan penulisan ini adalah untuk mengetahui definisi dan indikator budaya safeguards. Metoda dilakukan berdasarkan studi literatur dengan membahas tentang definisi dan indikator untuk budaya safeguards serta penerapannya di Indonesia dan Hungaria. Diharapkan dengan budaya safeguards dapat memperkuat dan mengefektifkan kinerja safeguards yaitu suatu tindakan verifikasi yang berdasar pada correctness dan completeness informasi yang diserahkan oleh suatu Negara ke IAEA. Sehingga dapat dijamin bahwa keberadaan bahan nuklir di dunia hanya untuk kemanusiaan dan kepentingan damai.Kata kunci: Budaya, safeguards, indikator ABSTRACTPREELIMINARY ASSESMENT OF SAFEGUARD CULTURE AT THE NUCLEAR INSTALLATION. Nuclear safety and security cultures have been established but for the safeguard  culture has not been established internationally. International safeguard system consists of the agreement, inspections and evaluations and it never considers safeguard culture of the country or facility. Historically, cultural indicators do not play a role in the  IAEA verification activities against safeguards even though since the case of Iraq appears in the early 1990, IAEA considering the safeguard culture through the theory of organizational culture and the development of a safeguard itself. The aim of this paper is to discuss definition and indication of safeguards. The assessment is done by studying various literature which pertinent to culture, safeguards culture and its implementation in Indonesia and Hungary. It is expected that safeguard culture may strengthen and increase safeguards performance effectively that is verification activities based on correctness and completeness information submitted by the member State to the IAEA. Those it can be ensured that all nuclear material under the IAEA is only for peaceful purposes.Keyword: culture, safeguard, indicator
Pengaruh Iradiasi Batu Topas Terhadap Kualitas Air Pendingin Primer dan Keselamatan Reaktor RSG-GAS Yulius Sumarno, S.T.; Rohidi Rohidi, S.T.; Fahmi Alfa Muslimu, S.ST.
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (192.826 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3888

Abstract

ABSTRAKPENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS. Adanya unsur pengotor dalam batu topas yang diiradiasi di dalam kolam reaktor dikhawatirkan akan berpengaruh terhadap kualitas air pendingin primer dan keselamatan reaktor. Analisis konsentrasi radioaktivitas  air pendingin primer Reaktor RSG-GAS pada kondisi reaktor tidak beroperasi, beroperasi tanpa muatan batu topas, dan beroperasi dengan muatan batu topas untuk mengevaluasi air pendingin primer. Metode yang digunakan yaitu dengan analisis spektrometri gamma secara kuantitatif dan kualitatif. Hasil analisis pada saat reaktor beroperasi dengan muatan batu topas terdeteksi nuklida pengotor yaitu Mn-54 = 43,54 Bq/m3 dan Co-60 = 29,51 Bq/m3. Konsentrasi pengotor Mn-54 dan Co-60 masih di bawah nilai ambang batas baku tingkat radioaktivitas di badan air menurut Perka BAPETEN nomor 7 tahun 2013, sebesar 3,1 x 104 Bq/m3 dan 3,0 x 103 Bq/m3. Hasil yang diperoleh masih di bawah nilai ambang batas sehingga iradiasi batu topas di Reaktor RSG-GAS dapat dilakukan dengan aman karena tidak mempengaruhi kualitas air pendingin primer.Kata Kunci: Operasi reaktor, iradiasi, batu topas, RSG-GAS ABSTRACTTHE EFFECT OF IRRADIATED TOPAZ TO THE PRIMARY COOLING WATER OF THE RSG-GAS REACTOR. The impurities presence of irradiated topas in the reactor pool is feared to affect the quality of the cooling and safety of the reactor. Radioactivity concentration analysis of the primary cooling water of RSG-GAS has been carried out on the condition of reactor is not operating, operating without topaz, and operating that containing topaz to evaluate the primary cooling water. The method used in evaluating the primary cooling water of the RSG-GAS Reactor is using quantitative and qualitative gamma spectrometry analysis. The analysis results of current operating reactors that containing topaz, impurities are detected from nuclides Mn-54 = 43.54 Bq / m3 and Co-60 = 29.51 Bq/m3. Impurity concentration of Mn-54 and Co-60 is still below the standard limit levels of radioactivity in the water according to Perka BAPETEN number 7 in 2013, amounting to 3.1 x 104 Bq/m3 and 3.0 x 103 Bq/m3. It is recognized still below the threshold value, irradiated topaz in the RSG-GAS Reactor can be done safely, because it does not affect to the quality of the primary cooling water.Keywords: Reactor operation, irradiation, topaz, The RSG-GAS Reactor
KAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR KMP-A DI REAKTOR RSG-GAS MBA RI-C Fitri Susanti, S.Si; Azriani A.; Dicky Tri Jatmiko, M.T.
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (142.564 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3894

Abstract

ABSTRAKKAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR DI REAKTOR RSG-GAS. Pemanfaatan bahan nuklir di dalam suatu fasilitas nuklir harus dikendalikan dengan sistem safeguards. Pelaksanaan sistem safeguards yang terintegrasi dengan sistem safety dan security menjadi sangat penting dilaksanakan untuk mencapai tujuan yang sama yaitu menjamin setiap pemanfaatan bahan nuklir hanya untuk tujuan damai sehingga perlindungan terhadap radiasi bagi keselamatan pekerja, lingkungan dan masyarakat dapat dilakukan secara maksimal. Sistem terintegrasi safeguards, safety dan security akan berjalan dengan baik apabila didukung dengan pelaksanaaan sistem pengawasan terhadap pemanfaatan bahan nuklir yang baik pula. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk mengkaji penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar di Reaktor RSG-GAS sesuai sistem terintegrasi safeguards, safety dan security. Lingkup bahasan mencakup aspek penerapan sistem safeguards bahan nuklir segar melalui sistem pelaporan dan pertanggungjawaban bahan nuklir serta aspek safety dan security berupa penerapan sistem pengamanangudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar. Hasil kajian menunjukkan bahwa penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar yang terintegrasi sangat efektif dalam memperkuat system safeguards di Reaktor RSG-GAS sehingga dapat menjamin segala kegiatan terkait pemanfaatan bahan nuklir segar di gudang bahan nuklir segar hanya untuk tujuan damai dan dapat memenuhi standar safety dan security yang baik.Kata kunci: sistem pengawasan, gudang bahan nuklir segar, bahan nuklir segar, reaktor RSG-GAS ABSTRACTASSESSMENT OF MONITORING SYSTEM OF FRESH FUEL STORAGE IN RSG-GAS  REACTOR. Utilization of nuclear material in a nuclear facility should be controlled by safeguards system. Implementation of the integrated safeguards system with the safety and security system becomes very important implemented in order  to achieve the same goal  that is to ensures that any use of nuclear materials is just  for peaceful purposes so that protection will be a radiation hazard for workers, the environment and public safety can be done optimally. Integrated safeguards, safety and security system to be succesfull if supported by good execution supervision system to the use of nuclear material. This paper will explain assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A)in RSG-GAS reactor (MBA RI-C) appropriate integrated system of safeguards,safety and security. The scope of discussion include the application of fresh nuclear material safeguards system through a system of reporting and accountability of nuclear material as well as the security of nuclear material fresh in fresh fuel storage in RSG-GAS reactor. Assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A) in RSG-GAS  reactor (MBA RI-C)is very effective in strengthening the safeguards system in the RSG-GAS (MBA RI-C) thus ensure all activities related to the utilization of fresh fuel storage is for peaceful purposes and to get good standards for safety and security.
UJI INTEGRITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS (BBNB) NOMOR RI-68, RI-190 DAN RI-187 Titik Sundari; Darmawan Aji; Arifin Arifin; Yhon Irzon; Marhaeni Joko Puspito; Lucia Kwin Pudjiastuti, S.K.M.
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (428.293 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3899

Abstract

ABSTRAK UJI INTEGRITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS NOMOR RI-68, RI-190 DAN RI-187. Saat ini ada 245 bahan bakar nuklir bekas disimpan dengan tipe basah. Korosi galvanik antara kelongsong bahan bakar dan penyimpanan dalam rak stainless steel bisa terjadi meskipun karakteristik air kolam yang sangat baik juga akan menghambat terjadinya korosi. Korosi menyebabkan kebocoran pada bahan bakar bekas. Kegiatan uji integritas bahan bakar nuklir bekas dilakukan dengan metode uji cicip bahan bakar nuklir bekas. Uji cicip adalah metode tidak merusak yang digunakan untuk menguji bocornya bahan bakar bekas berdasarkan produk fisi yang terlepas dari kelongsong bahan bakar. Sistem uji cicip yang digunakan telah dipasang pada intermediate platform area kolam penyimpanan sementara bahan bakar nuklir bekas. Makalah ini membahas uji integritas bahan bakar nuklir bekas nomer identifikasi RI-68, RI-190 dan RI-187. Bahan bakar nuklir bekas yang diuji diambil dari rak kemudian dimasukkan ke dalam tabung uji cicip dan mengalami masa pengujian pada hari-1, ke-2, ke-3, ke-4, dan ke-8 dengan pengambilan sampel masing-masing sebanyak 500 ml air. Air uji masing-masing bahan bakar kemudian dianalisis kadar radionuklidanya menggunakan spektrometer gamma. Dari hasil analisis air uji cicip bahan bakar nuklir bekas nomor RI-68, RI-190, dan RI-187 ketiganya hanya terdeteksi radionuklida I-133 dan Sb-124 yang merupakan radionuklida yang sering terdeteksi pada air kolam. Tidak ditemukan radionuklida hasil belah lain maupun radionuklida yang terkandung dalam bahan bakar nuklir bekas pada ketiga BBNB tersebut sehingga dapat disimpulkan bahwa ketiga BBNB tersebut tidak terjadi kebocoran kelongsong bahan bakar atau dapat dikatakan mempunyai integritas yang baik.Kata Kunci: bahan bakar nuklir bekas, KH-IPSB3, analisis radionuklida, uji cicip. ABSTRACTINTEGRITY TEST OF SPENT NUCLEAR FUEL OF RI-68, RI-190 AND RI-187. Currently there are 245 bundles of spent nuclear fuel stored in the wet type. Galvanic corrosion between the fuel cladding and stainless steel storage rack can occur even though the characteristics of excellent water will also inhibit corrosion. Corrosion caused a leakage in the spent fuel. This integrity test for spent nuclear fuel is done by sipping test method for spent nuclear fuel. Sipping test is non-destructive method used to test the leaking of spent fuel based on fission product released from the cladding. This paper is aimed to discuss the integrity of spent nuclear fuel identification number of RI-68, RI-190 and RI-187. Sipping test system used has been installed at  intermediate plat-form in interim storage area for spent  nuclear fuel. Spent nuclear fuel being tested is taken from the rack and then these are put in a sipping tube. After experiencing a period of sipping on the 1st, 2nd, 3rd, 4th, and 8th day then they were do  sampling each of 500 ml. Water sample each fuel was then analyzed using a gamma spectrometer to find the radionuclides contaminant. The result of the analysis show that the spent fuel number RI-68, RI-190, and RI-187 were not detected but only I-133 and SB-124. The two are often detected in the pond water. There were not found another fission product or radio nuclides contained in spent nuclear fuel so it can be concluded that the SNF do not leak or can be concluded that this three of SNF still have a good integrity.Keywords: spent nuclear fuel, TC-ISFSF, analysis of radionuclides, sipping test.
PENENTUAN TORSI MINIMUM PENGGERAK ELEKTROMEKANIK KATUP PA-01/02/03 AA001/003 SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS Ir. Pranto Busono; Amril Amril; Royadi Royadi
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (838.677 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3895

Abstract

ABSTRAKPENENTUAN TORSI MINIMUM PENGGERAK ELEKTROMEKANIK KATUP PA-01/02/03 AA003 PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS. Katup memegang peranan penting dalam pengoperasian reaktor nuklir.  Sebagai pengatur aliran fluida, katup harus selalu dirawat. Pada perawatan katup yang menggunakan penggerak elektromekanik selain pengujian buka-tutup, juga pengaturan torsinya. Tujuan penulisan makalah yaitu untuk menghitung torsi pada katup sehingga dapat ditentukan torsi minimum yang diperlukan sebagai penggerak elektromekanik. Lingkup dibatasi pada perhitungan torsi katup sistem pendingin sekunder PA-01/02/03 AA003. Metode yang digunakan adalah dengan  menghitung torsi, untuk mencari data aliran, mencari data spesifikasi katup, mencari data dimensi pipa, menghitung penurunan tekanan dan menghitung torsi.Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa harga minimum torsi yang bekerja pada katup PA-01/02/03 AA003 sebesar(TT) = 3982,986 Nm = 3,983 kNm. Disimpulkan bahwa torsi ini dapat digunakan untuk pengaturan perawatan katup PA-01/02/03 AA003 RSG-GAS.Kata kunci : Sistem pendingin sekunder, katup, torsi minimum ABSTRACTDETERMINATION OF MINIMUM TORQUE OF ELECTROMECHANICAL DRIVER OF THE PA-01/02/03 AA003 VALVE OF THE RSG-GAS SECONDARYCOOLING SYSTEM. Valve has an important role in the operation of nuclear reactor. As a fluid controller valve should be always maintenance. Beside the maintenance of valve using an electromechanical driver, the testing of opening and closing, as well as the torque setting should be pay attention. The purpose of writing this paper is to calculate of the torque of the valve so that it can be determined the minimum torque required as an electromechanical drive. The scope is limited on the calculation of the torque on the valve of PA-01/02/03 AA003 of the secondary coolant system.  The method used for calculation is by calculating the torque of valve in order to find the flowdata, specification valves data, pipe dimensions data, calculate pressure drop and calculate torque. Calculation result is shown that minimum value of torque working on the valve PA-01/02/03 AA003 is (TT) is 3982.986 Nm or 3,983 kNm. It is can be concluded that torque  can be used to control of maintenance setting of the PA-01/02/03 AA003 valve of the secondary cooling system of the RSG-GAS.Keywords: secondary cooling system, valve, minimum torque
Identifikasi Penyebab Kenaikan Tekanan Pada Resin Trap Sistem Pemurnian Air Pendingin Primer (Reaktor RSG-GAS) Dra. Diyah Erlina Lestari; Elisabeth Ratnawati, S.T.; Purwadi Purwadi, S.ST
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (336.562 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3886

Abstract

ABSTRAKIDENTIFIKASI  PENYEBAB  KENAIKAN TEKANAN  PADA RESIN TRAP SISTEM PEMURNIAN AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS. Sistem pemurnian air pendingin  primer  berfungsi untuk menghilangkan produk aktivasi dan pengotor mekanik dari air kolam reaktor dan menjaga kualitas air pendingin primer. Sistem ini terdiri dari filter penukar ion (mixed bed filter resin penukar ion) dan filter mekanik (resin trap). Identifikasi penyebab kenaikan tekanan pada filter mekanik (resin trap) sistem pemurnian dilakukan dengan cara membandingkan hasil penentuan unsur kimia yang terkandung  dalam sampel yang diambil  pada saat backwashing resin penukar ion sistem pemurnian dan unsur kimia yang terkandung  dalam resin penukar ion sistem pemurnian. Penentuan kandungan unsur kimia  dilakukan dengan SEM-EDAX. Hasil penentuan unsur kimia menunjukan bahwa dalam resin penukar ion sistem pemurnian air pendingin primer terdeteksi unsur  C, O, S  dan N. sedangkan dalam endapan sampel yang diambil pada saat dilakukan backwashing resin penukar ion sistem pemurnian terdeteksi adanya unsur  C, O, S, Al, Si dan Fe.  Dapat dikatakan bahwa kedua sampel tersebut memiliki kesamaan jenis unsur utama resin penukar ion,  sehingga dapat dinyatakan  bahwa penyebab kenaikan tekanan pada filter mekanik (resin trap)  sistem pemurnian air pendingin primer reaktor RSG-GAS adalah dimungkinkan karena adanya degradasi kimia dari resin penukar ion yang disebabkan oleh karena lamanya waktu penggunaan resin penukar ion, yang tertangkap filter mekanik (resin trap). Dengan demikian lamanya penggunaan resin penukar ion berpengaruh terhadap penggantian filter mekanik (resin trap). Kata Kunci: resin trap, sistem pemurnian air, pendingin primer ABSTRACTIDENTIFICATION OF THE CAUSES OF THE  PRESSURE INCREASE ON THE RESIN TRAP OF THE PRIMARY COOLANT WATER  PURIFICATION SYSTEM OF THE RSG-GAS REACTOR. The primary coolant water purification system serves to remove the product activation and mechanical impurities from the water in the reactor pool and maintain the quality of primary coolant water. The system consists of ion exchange resin filter (mixed bed ion exchange resin filter) and a mechanical filter (resin trap). Identification of the cause of the pressure increase on the mechanical filter (resin trap) purification system is done by comparing the results of the determination of the chemical elements contained in the sample taken at the time of backwashing the ion exchange resin purification systems and chemical elements contained in the ion exchange resin purification system. Determining the content of chemical elements in the samples was done by SEM-EDAX. The results showed that the determination of chemical elements in the ion exchange resin primary coolant water purification system detected the elements C, O, S and N. whereas in sediment samples taken at the time of backwashing the ion exchange resin purification system detected an element of C, O, S, Al, Si and Fe. It can be said that the two samples have the same type of main elements of the ion exchange resin, so it can be stated that the cause of the increased pressure on mechanical filters (resin trap) primary cooling water purification system of the reactor RSG-GAS is possible because of the chemical degradation of the ion exchange resin caused because of the length of time the use of ion exchange resins, which caught the mechanical filter (resin trap).Thus the duration of use of ion exchange resins affect the mechanical filter (resin trap) replacement  Keywords: resin trap, purification system, primary coolant
REVITALISASI PASOKAN UDARA SEGAR SISTEM VENTILASI (KLA12) REAKTOR SERBA GUNA G.A. SIWABESSY Aep Saepudin Catur, S.T.; Mohamad Yahya; Dede Solehudin Fauzi
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (945.053 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3900

Abstract

ABSTRAKS REVITALISASI PASOKAN UDARA SEGAR SISTEM VENTILASI (KLA12) REAKTOR SERBA GUNA G.A. SIWABESSY. Telah dilakukan re-vitalisasi pasokan udara segar sistem ventilasi (KLA12) Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS). Unit pasokan udara segar pada sistem ventilasi reaktor RSG-GAS berfungsi untuk mendistribusikan udara dingin ke dalam gedung reaktor. Unit ini telah beroperasi lebih dari 28 tahun sejak tahun 1987. Dari lembar data operasi unit ini telah mengalami penurunan unjuk kerjanya, hal ini diindikasikan dengan adanya penurunan laju aliran udara menjadi 18.000 m3/jam dari kondisi ideal udara masuk 22.000–28.000 m3/jam. Disamping itu juga adanya kerusakan fisik pada bagian casing sehingga terjadi kebocoran pada unit tersebut. Untuk mengembalikan performa sistem maka dilakukan revitalisasi unit pasokan udara segar, yang meliputi penggantian casing, filter udara, motor fan, blower, pipa unit pendingin. Hasil dari revitalisasi dilakukan pengujian dan dapat dipastikan bahwa unit pasokan udara segar dapat dioperasikan secara aman dan memenuhi spesifikasinya, yaitu sebesar 27.335,88 m3/jam. Kata kunci: Revitalisasi, Sistem Ventilasi ABSTRACT REVITALIZATION OF FRESH AIR SUPPLIER UNIT ON VENTILATION SYSTEM (KLA12) MULTI PURPOSE REACTOR G.A. SIWABESSY. It has been done re-vitalization of fresh air supply to the ventilation system of the G.A. Siwabessy reactor. The unit of fresh air supplier in reactor RSG-GAS ventilation system serves to distribute the cool air into reactor building. This unit had been operated for more than 28 years since 1987. From the operation sheet data, this unit has decreased work performance, it is indicated by the decrease in air flow rate to 18,000 m3/h from the ideal condition of air entering 22.000–28.000 m3/h. Moreover, the physical damage on the casing causing a leakages in the unit. To restore the system’s performance, so the revitalization of the fresh air supplier are including the replacement of casing, air filter, fan motors, blower, cooling pipe unit. The results of revitalization’s test can be ensured that the fresh air supplier unit can be operated safely and fulfill the specifications, amounting to 27,335.88 m3/h. Keywords: Revitalization, Ventilation System

Page 1 of 1 | Total Record : 8

 1 

Filter by Year

2016 2016


Reset
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