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 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 16, No 1 (2019): April 2019" : 5 Documents clear
ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1 Fahmi Alfa Muslimu; Nugraha Luhur; Zaenal Abidin; Pudjianto Pudjianto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (530.968 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5389

Abstract

ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1. Air pada kolam reaktor selain berfungsi sebagai pendingin, juga berfungsi sebagai penahan radiasi yang bersumber dari berbagai komponen yang teraktivasi. Tujuan dari penelitian ini untuk menentukan nilai paparan radiasi di atas kolam reaktor sebagai fungsi ketinggian air kolam reaktor. Model komputasi dengan kode atau program komputer ORIGEN2.1 digunakan untuk menghitung inventori hasil belah dan inventori bahan bakar reaktor. Proses simulasi dilakukan pada akhir siklus ke-89 dengan variasi waktu tunda 244 hari, 8 hingga 80,2 tahun untuk mengetahui paparan radiasi di atas permukaan kolam. Penentuan waktu tunda berdasarkan waktu paruh terpanjang untuk hasil perhitungan produk aktivasi yakni Zn-65 yang memiliki waktu paruh 244 hari, dan setiap kelipatan 8 tahun dengan mempertimbangkan waktu paruh dari Zn-65. Dari hasil perhitungan diperoleh paparan radiasi sebesar 1,33.10-15 mR/jam di permukaan kolam reaktor. Sedangkan pada jarak 100 cm tanpa penahan air sebesar 463.029.153,38 mR/jam, setelah 80,2 tahun paparan radiasi pada jarak 100 cm tanpa penahan air berkurang menjadi 15,54 mR/jam. Setelah reaktor tidak beroperasi selama 8 tahun hingga 80,2 tahun nilai paparan radiasi tidak berkurang secara signifikan dikarenakan masih terdapat nuklida Fe-55, Ni-59 dan Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun.
TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI Abdul Aziz Rohman Hakim; Sutrisno Sutrisno; Dicky Tri Jatmiko
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1018.917 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5386

Abstract

TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA     MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI. Salah satu komponen penting dari sistem pendingin reaktor adalah menara pendingin. Menara pendingin RSG-GAS telah dioperasikan selama lebih dari 30 tahun. Telah dilakukan kajian kinerja menara pendingin pada operasi daya nominal 30 MW ditinjau dari keselamatan operasi reaktor. Kajian dilakukan untuk mengetahui kinerja menara pendingin dalam membuang panas ke lingkungan. Parameter penilaian kinerja menara pendingin yang dipakai meliputi range, approach, efektifitas, dan temperatur pendingin masuk teras reaktor. Dari kajian data operasi tahun 1992, diperoleh nilai range sebesar 7,2 ⁰C, nilai approach sebesar 8,0 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 47,37%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 40,0 ⁰C. Dari kajian data tahun 2018, diperoleh nilai range sebesar 6,7 ⁰C, nilai approach sebesar 9,3 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 41,84%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 41,96 ⁰C. Nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 1992 masih di bawah batas pengaktifan sistem proteksi reaktor, sedangkan nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 2018 mendekati batas pengaktifan sistem proteksi reaktor yaitu 42 ⁰C. Dapat disimpulkan bahwa kinerja menara pendingin setelah 30 tahun dioperasikan sudah tidak dapat memenuhi kriteria keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: kinerja, menara pendingin, temperatur, keselamatan operasi.
RADIOGRAFI SINAR-X INTERMITEN DAN KONSTAN PADA LAS Djoli Soembogo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (533.617 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5384

Abstract

RADIOGRAFI  SINAR-X INTERMITEN DAN KONSTAN PADA LAS. Pengaplikasian radio-grafi  sinar-X sudah berkembang dan sudah banyak dimanfaatkan pada bahan metal las. Radiografi ini menggunakan sumber radiasi dari mesin  sinar-X Intermiten dan Konstan. Penelitian ini bermaksud mengaplikasikan radiografi digital menggunakan sumber  sinar-X dan menggunakan media pemindai film positip  Epson V700 untuk pendigitalisasian hasil radiografi konvensional film pada sampel las. Telah dilakukan pengujian radiografi  menggunakan film AGFA D7 untuk mendapatkan kontras medium, kepekaan medium dan kualitas bayangan (image) yang  baik, menggunakan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal, dan menggunakan media pemindai film positip dan sumber  sinar-X dengan parameter pengamatan densitas film radiografi dan bentuk cacat. Tujuan radiografi ini untuk   mengetahui hasil pencitraan yang baik untuk evaluasi cacat atau diskontinuitas sampel las seperti porositas, retak, slag inklusi  yang akan mengganggu kelayakan pakai. Waktu paparan  sinar-X adalah 50 detik untuk ketebalan sampel las 12,2 mm dan SFD 700 cm dengan menggunakan tegangan tinggi mesin  sinar-X Intermiten dan Konstan sebesar 160 kV dan arus listrik 5 mA. Hasil pemindai film positip berupa radiografi digital yang memungkinkan untuk proses transfer data digital atau penyimpanan data digital secara komputerisasi.  Hasil pengujian radiografi pada sampel las  dengan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal didapat parameter densitas film radiografi untuk film AGFA D7 pada Rigaku  adalah 2,05; 2,03; 2,09 dan pada Isovolt adalah 2,22; 2,25; 2,26, penumbra hasil radiografi didapat 0,044 mm, dan sensitivitas film radigrafi adalah 2,049%. Ditemukan cacat IP, LF, dan porositas yang signifikan. Status densitas film sudah sesuai dengan standar yang diacu dan dapat didigitalisasiRADIOGRAFI  SINAR-XINTERMITEN DAN KONSTAN PADALAS. Pengaplikasian radio-grafi  sinar-X sudah berkembang dan sudah banyak dimanfaatkan padabahan metal las. Radiografi ini menggunakan sumber radiasi dari mesin  sinar-X Intermiten dan Konstan. Penelitian ini bermaksudmengaplikasikan radiografi digital menggunakan sumber  sinar-X dan menggunakan media pemindai film positip  Epson V700 untuk pendigitalisasian hasil radiografi konvensional film pada sampel las. Telah dilakukan pengujian radiografi  menggunakan film AGFA D7 untuk mendapatkan kontras medium, kepekaan medium dan kualitas bayangan (image) yang  baik,menggunakan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal, dan menggunakan media pemindai film positip dan sumber  sinar-X dengan parameter pengamatan densitas film radiografi dan bentuk cacat. Tujuan radiografi ini untuk   mengetahui hasil pencitraan yang baik untuk evaluasi cacat atau diskontinuitas sampel las seperti porositas, retak, slag inklusi  yang akan mengganggu kelayakan pakai. Waktu paparan  sinar-X adalah 50 detik untuk ketebalan sampel las 12,2 mm dan SFD 700 cm dengan menggunakan tegangan tinggi mesin  sinar-X Intermitendan Konstan sebesar 160 kV dan arus listrik 5 mA. Hasil pemindai film positip berupa radiografi digital yang memungkinkan untuk proses transfer data digital atau penyimpanan data digital secara komputerisasi.  Hasil pengujian radiografi pada sampel las  dengan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal didapat parameter densitas film radiografi untuk film AGFA D7pada Rigaku  adalah 2,05; 2,03; 2,09 dan pada Isovolt adalah 2,22; 2,25; 2,26, penumbra hasil radiografi didapat 0,044 mm, dan sensitivitas film radigrafi adalah 2,049%. Ditemukan cacat IP, LF, dan porositas yang signifikan. Status densitas film sudah sesuai dengan standar yang diacu dan dapat didigitalisasi
Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin Sukarno Sigit
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (404.323 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5382

Abstract

Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin. Sistem pendingin RSG-GAS terdiri dari sistem pendingin primer dan sekunder. Sistem pendingin primer berfungsi untuk mengambil panas dari teras reaktor sedangkan sistem pendingin sekunder berfungsi untuk mengambil panas sistem pendingin primer melalui heat exchanger dan melepasnya ke lingkungan. Sistem pendingin reaktor telah beroperasi lebih dari 28 tahun sehingga perlu dilakukan revitalisasi. Salah satu bagian yang diganti adalah menara pendingin. Kemampuan sistem pendingin reaktor setelah revitalisasi dapat diketahui melalui perbandingan daya kalorimetri sistem pendingin sekunder dan primer serta membandingkan temperatur masuk (Tinlet) dan keluar (Toutlet) sistem pendingin reaktor dengan nilai desainnya. Dari hasil perbandingan menunjukan perubahan daya kalorimetri di sisi primer sebanding dengan perubahan daya kalorimetri sisi sekunder. Hal ini menunjukan tranfer panas dari sistem pendingin primer ke sekunder dan proses pelepasan panas ke lingkungan berjalan dengan baik. Untuk hasil perbandingan Tinlet -Toutlet pendingin reaktor pada daya penuh 30 MW, Tinlet -Toutlet sistem pendingin primer dan sekunder tidak melampaui nilai batas maksimal desain. Dari semua perbandingan menunjukan menara pendingin baru sistem pendingin sekunder memberikan tingkat kemampuan pembuangan panas yang lebih baik pada saat reaktor beroperasi.Kata kunci: Reaktor RSG-GAS, sistem pendingin reaktor, daya kalorimetri.
KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS Susanto Susanto; Fitri Susanti
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (341.943 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.1.5426

Abstract

KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINIUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset yang dioperasikan untuk keperluan produksi radioisotop, analisis aktivasi neutron, penelitian dan uji material. Reaktor RSG-GAS beroperasi dengan rata-rata energi terbangkitkan sebesar 625 MWd setiap siklus dan manajemen bahan bakar teras menggunakan pola 5/1 untuk pemuatan bahan bakar. Setiap pergantian teras dilakukan perhitungan dan pengukuran parameter reaktor untuk mengetahui pengaruh terhadap keselamatan operasi reaktor. Pada kondisi operasi normal fasilitas iradiasi dalam teras berisi air atau dummy aluminium. Penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi perlu diketahui pengaruhnya terhadap parameter neutronik reaktor RSG-GAS. Tujuan penulisan makalah ini yaitu melakukan perhitungan dan pengukuran parameter operasi reaktor dan mengetahui pengaruh penambahan dummy aluminium terhadap reaktivitas dan fluks neutron pada teras 97 reaktor RSG-GAS. Perhitungan parameter operasi dilakukan menggunakan kombinasi program WIMS/D5 untuk generasi tampang lintang sel, Batan-2DIFF untuk menghitung reaktivitas dan faktor puncak daya radial serta Batan-3DIFF untuk menghitung faktor puncak daya aksial dan fluks neutron dalam teras reaktor. Efek reaktivitas akibat penempatan dummy aluminium pada CIP sebesar 0,17 %Δk/k. Jika dummy aluminium diletakkan di CIP dan IP akan menaikkan fluks di posisi tersebut karena aluminium mempunyai daya moderasi yang sangat baik. Nilai faktor puncak daya radial dan aksial masing-masing 1,2200 dan 1,2902. Berdasarkan hasil perhitungan dan pengukuran besaran tersebut masih berada dalam batas yang diizinkan untuk keselamatan operasi reaktor dan menunjukan bahwa teras 97 reaktor RSG-GAS memenuhi batas keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: Dummy aluminium, reaktivitas, fasilitas iradiasi, operasi reaktor

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2019 2019


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