Articles
108 Documents
<![CDATA[RANCANG BANGUN REPACKING DRUM 200 LITER KOROSI HASIL PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT ]]>
<![CDATA[Dzulfikri Pangestu]]>;
<![CDATA[Ajrieh Setyawan]]>;
<![CDATA[Hendro hendro]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021) ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6274
<![CDATA[RANCANG BANGUN REPACKING DRUM 200 LITER KOROSI HASIL PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT TERKOMPAKSI. Telah dilakukan repacking drum 200 liter korosi hasil pengolahan limbah radioaktif padat terkompaksi di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Tujuan dari repacking adalah menjamin keselamatan radiasi dan penanganan lebih lanjut dari drum 200 liter yang mengalami korosi pada penyimpanan limbah di Interm Storage 2 (IS2) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif. Tahapan awal dimulai dengan melakukan pendataan terhadap drum 200 liter yang mengalami korosi serta analisa fisik dimensi dari drum 200 liter menjadi produk repacking dalam bentuk shell beton. Desain gambar menggunakan software google sketch up dengan mengubah 3 buah drum 200 liter korosi menjadi shell beton yang memenuhi standar kualitas IAEA (International Atomic Energy Agency) dengan kuat tekan sebesar 20 – 50 N.mm2. Hasil desain gambar diperoleh bahwa repacking untuk 3 buah drum 200 liter korosi diperoleh dimensi dengan tinggi 120 cm dan diameter 138 cm. Untuk mencapai kuat tekan yang sesuai standar IAEA digunakan matriks semen camp beton K500 lengkap dengan besi bertulang. Hasil akhir kegiatan repacking drum 200 liter korosi diperoleh bahwa untuk satu buah proses menggunakan 3 buah drum 200 liter yang mengalami korosi dan kualitas beton dapat diterima karena sesuai dengan standar IAEA]]>
<![CDATA[STEADY-STATE ANALYSIS ON COOLANT SYSTEM OPERATING OF THE TRIGA2000 USING FUEL PLATE TYPE ]]>
<![CDATA[sukmanto sukmanto dibyo]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021) ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6308
<![CDATA[The TRIGA2000 is one of the nuclear research reactors in Indonesia. TRIGA reactor fuel element is rod type, studies of the TRIGA reactor using plate type fuel have been carried out. One primary coolant pump is required to overcome the safety factor on the core which uses plate-type fuel. Besides that, changes in the reactor core configuration have an effect on the ability to transfer heat from the core to the coolant. Therefore, it is necessary to analyze the operating parameters of the cooling system including temperature, pressure and flow rate. This operating data is important, which is required by the operator to estimate the reactor coolant condition. The purpose of this paper is to analyze the cooling system parameters under normal steady-state operation where the primary coolant capacity is 50 kg/s and the reactor power is determined to be 1 MW. Calculation of cooling system at normal condition is carried out using the ChemCAD.6.1.4 computer program. This is also required in providing the reactor's Safety Analysis Report (SAR) document. The results show that the TRIGA reactor which uses plate-type fuel elements can be operated safely. However, in case of coolant temperature to the reactor core exceeding the design data (35oC), it is necessary to be considered against the operational reliability of the cooling system]]>
<![CDATA[PREDIKSI ISOTOP BAHAN BAKAR PWR MENGGUNAKAN PRROGRAM WIMSD-5B ]]>
<![CDATA[santo Paulus Paulus]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.2.6425
<![CDATA[Perhitungan komposisi isotop bahan bakar PWR sangat dibutuhkan untuk keselamatan baik ketika bahan bakar ada di dalam teras maupun di dalam penyimpanan bahan bakar bekas. Dalam riset ini dilakukan perhitungan komposisi isotop bahan bakar PWR model pin cell dengan program WIMSD-5B. Prediksi komposisi isotop yang diuji sangat sesuai dengan hasil referensi. Sedikit kecenderungan untuk overestimade pada laju penyerapan produk fisi, yang dapat dijelaskan oleh efek spektral yang dihasilkan dari kekasaran 69 energi grup WIMSD-5B. Prediksi komposisi isotop yang diuji berada dalam interval ketidakpastian dari hasil referensi, kecuali untuk Ag-109 pada pembakaran yang lebih rendah dan Gd-155 dalam kasus yang dipilih. Untuk Ag-109 penyebab perbedaan adalah penggunaan data hasil fisi lama dalam menghasilkan solusi referensi. Demikian pula untuk Gd-155, perbedaannya adalah karena penampang tangkapan Eu-155 yang lama. Hasil yang diperoleh menyimpulkan bahwa metode pemrosesan tidak menimbulkan kesalahan signifikan pada data nuklir dasar ENDFBVII.1Kata kunci : Komposisi isotop, bahan bakar, PWR, WIMSD-5B, pin cell]]>
<![CDATA[RANCANG BANGUN RAK PENYIMPANAN DETEKTOR NEUTRON PASCA TERAKTIVASI DI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA (PRSG) ]]>
<![CDATA[Sukino Sukino]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.2.6456
<![CDATA[Reaktor RSG GAS memiliki empat sistem pengukuran fluks neutron yaitu: pengukuran fluks neutron daerah start-up, pengukuran fluks neutron daerah intermediate, pengukuran fluks neutron daerah daya (power) dan pengukuran fluks neutron wide range. Setelah Reaktor operasi selama kurang lebih tiga puluh empat tahun ada beberapa komponen yang mengalami penuaan (ageing) dan salah satunya adalah detektor neutron. Dari empat sistem pengukuran fluks neutron diatas saat ini telah terdapat 28 detektor yang mengalami penuaan dan dalam kondisi rusak. Sebagian detektor tersebut mempunyai paparan radiasi yang tinggi. Penempatan sementara detektor-detektor tersebut di lantai ruang operation hall dengan shielding seadanya dan tidak terkelola dengan baik, Sehingga perlu adanya tempat penyimpanan detektor. Rancang bangun rak penyimpanan detektor ini adalah untuk mempermudah pengelolaan dan identifikasi detektor pasca teraktivasi, melindungi pekerja radiasi terkena paparan radiasi dan membuat lingkungan jadi lebih rapi. Rak penyimpanan berfungsi sebagai tempat menyimpan sementara detektor neutron pasca teraktivasi sebelum disimpan permanen di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif. Kegiatan dimulai dengan mengumpulkan data-data detektor neutron, mengidentifikasi dari sisi fisik yang terdiri dari dimensi panjang dan diameter detektor maupun dari sisi besaran paparan radiasi setiap detektor. Membuat rancangan gambar dengan mempertimbangkan diameter, panjang, dan paparan radiasi dari detektor neutron tersebut. Memilih dan menentukan bahan-bahan yang akan digunakan untuk membuat tempat penyimpanan detektor neutron sesuai dengan kebutuhan dan persyaratan keselamatan. Merancang rencana kerja dengan kajian teknis, membuat rancangan awal, membuat rancangan detail dan pembuatan rak penyimpanan. Dari hasil rancang bangun ini diperoleh rak penyimpanan detektor neutron pasca teraktivasi yang memenuhi persyaratan keselamatan.]]>
<![CDATA[PERANCANGAN MODUL KONTROL TEKANAN RUANGAN BERBASIS ARDUINO PADA SISTEM VENTILASI RSG-GAS ]]>
<![CDATA[jazid uchti Namir]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.2.6498
<![CDATA[PERANCANGAN MODUL KONTROL TEKANAN RUANGAN BERBASIS ARDUINO PADA SISTEM VENTILASI RSG-GAS. Salah satu fungsi dari sistem ventilasi RSG-GAS adalah mengatur tekanan negatif setiap ruang di dalam gedung RSG-GAS. Tekanan negatif diatur menggunakan modul kontrol tekanan dengan input sinyal dari transducer untuk menggerakan aktuator damper. Tujuan dari tulisan ini adalah merancang modul kontrol tekanan ruangan agar dapat menggantikan modul kontrol tekanan lama yang masih memiliki tampilan analog dan barang diskontinu. Perancangan ini terdiri atas perancangan hardware dan software. Perancangan hardware menggunakan komponen-komponen yaitu modul HW 685, Arduino, Display OLED 0,96 inch, relay shield, potensiometer, switch auto/manual dan push button. Alur proses kendali tekanan yaitu sinyal dari transducer diterima modul HW 685. selanjutnya sinyal diteruskan ke arduino untuk diprogram. Sinyal hasil pembacaan ditampilkan pada display dan menggerakkan aktuator damper melalui relay shield. Perancangan software menggunakan software Arduino IDE. Perancangan software terdiri atas pembuatan program otomatis dan manual. Program otomatis beroperasi berdasarkan nilai Setting Point (SP) yang diberikan untuk mempertahankan nilai tekanan dan menggunakan perhitungan kontrol proposional, sedangkan program manual berdasarkan push button untuk menaikan dan menurunkan tekanan. Perancangan kontrol tekanan digital akan digunakan pada sistem ventilasi RSG-GAS.]]>
<![CDATA[PENENTUAN KEMURNIAN RADIOKIMIA 131I-HIPPURAN DENGAN METODE EFISIEN KROMATOGRAFI KERTAS WHATMAN 31ET ]]>
<![CDATA[Maskur - Maskur]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.2.6484
<![CDATA[PENENTUAN KEMURNIAN RADIOKIMIA 131I-HIPPURAN DENGAN METODE EFISIEN KROMATOGRAFI KERTAS WHATMAN 31ET. Kemurnian radiokimia merupakan parameter penting dalam indikator kualitas radiofarmaka. Saat ini metode baku uji kemurnian radiokimia 131I-Hippuran secara kromatografi, fase diam kertas Whatman No.1 panjang 10 cm, dan fase gerak n. butanol : asam asetat : air = 4:1:1. Metode tersebut berbiaya murah, akurat, namun waktu migrasi terlalu lama sekitar 150 menit. Oleh karena itu dilakukan penelitian dengan mengoptimasi jenis fase gerak, komposisi fase gerak, jenis fase diam, dan ukuran panjang fase diam. Hasil penelitian diperoleh metode baru kromatografi kertas menggunakan fase diam kertas Whatman No. 31ET, panjang 5 cm, fase gerak n. butanol : asam asetat : air = 4:1:1. Metode baru telah diuji validitasnya menggunakan statistik uji-t berpasangan hasilnya nilai kemurnian radiokimia metode baru dan metode baku tidak ada perbedaan signifikan. Namun metode baru lebih efisien karena waktu migrasi lebih singkat, yaitu hanya 26±1 menit dibandingkan metode baku 150±1 menit. Kata kunci : Kemurnian radiokimia, 131I-Hippuran, Kromatografi kertas, Kertas Whatman 31ET]]>
<![CDATA[INTEGRASI DATA REACTIVITY COMPUTER KE SISTEM INTERNET REACTOR LABORATORY (IRL) REAKTOR KARTINI ]]>
<![CDATA[Zulfikar Elran Bhagaskara]]>;
<![CDATA[Resa Satria]]>;
<![CDATA[Umar Sahiful Hidayat]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2021.18.2.6393
<![CDATA[Reactivity Computer merupakan modul elektronika yang digunakan untuk mengukur reaktivitas dari hasil pembelahan inti diteras reaktor. Sebelumnya sinyal keluaran reactivity computer diolah dan hanya ditampilkan pada layar reactivity computer, namun penunjukannya belum terintegrasi dengan sistem IRL. Sehingga saat praktikum pengukuran reaktivitas batang kendali, peserta kesulitan untuk mengambil data karena perhatian peserta terbagi antara tampilan IRL dan tampilan reactivity computer. Agar dapat diintegrasikan dalam sistem IRL, keluaran reactivity computer perlu dikonversi ke dalam besaran digital, baru kemudian diakuisisi ke dalam sistem IRL. Untuk mencapai tujuan tersebut, dalam penelitian ini dilakukan beberapa tahap, pertama pembuatan rangkaian pengkondisi sinyal karena sinyal dari reactivity computer bernilai -10V sampai +10 Volt DC sementara analog digital converter (ADC) yang tersedia hanya mampu mengukur tegangan 0-5 Volt DC. Kedua pengujian rangkaian pengkondisi sinyal. Ketiga pembuatan sistem akuisisi data dari ADC ke IRL dan terakhir pengujian sistem secara keseluruhan. Setelah seluruh tahap dilakukan, nilai reaktivitas dapat ditampilkan di tampilan IRL, dengan perbedaan penunjukan antara display reactivity computer dengan tampilan di IRL sebesar 1.1%.]]>
<![CDATA[Analisis Koefisien Reaktivitas Teras RSG-GAS pada Kondisi Hot Full Power (HFP) ]]>
<![CDATA[Jonny Haratua Panggabean]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2022): APRIL 2022 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2022.19.1.6595
<![CDATA[Analisis koefisien reaktivitas teras RSG-GAS pada kondisi Hot Full Power (HFP) telah dilakukan karena sangat berhubungan dengan keselamatan operasi. Perhitungan parameter ini belum pernah dilakukan, saat ini dilakukan dengan menggunakan dengan program komputer WIMSD-5B dan Batan-2DIFF. Program WIMSD-5B menggunakan data nuklir ENDFB-VIII.0 dengan muatan 250gram digunakan untuk menggenerasi tampang lintang makroskopik material teras dan program Batan-2DIFF digunakan untuk perhitungan teras. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui besaran parameter neutronik koefisien reaktivitas pada teras RSG-GAS dengan kondisi hot full power. Hasil perhitungan koefisien reaktivitas temperatur moderator dan temperature bahan bakar pada kondisi HFP adalah negatif dan nilainya tidak sama untuk setiap temperatur. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa teras reaktor bersifat undermoderated dan sesuai dengan harapan. Kata kunci : koefisien reaktivitas, teras RSG-GAS, WIMSD-5B, Batan-2DIFF, hot full power]]>
<![CDATA[Kajian Risiko Operasional Pada Pengembangan Sistem Kegempaan Reaktor RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Agung Satriyo, S.Si]]>;
<![CDATA[Jaja Sukmana]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2022): APRIL 2022 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2022.19.1.6608
<![CDATA[ABSTRAKKAJIAN RISIKO OPERASIONAL PADA PENGEMBANGAN SISTEM KEGEMPAAN REAKTOR RSG-GAS. Sistem pamantauan kegempaan yang terdapat di panel tegak Ruang Kendali Utama reaktor Serba Guna-G.A. Siwabessy berfungsi memberikan peringatan adanya kejadian gempa kepada Supervisor reaktor. Pengambilan keputusan dengan kurangnya indikator yang kurang spesifik, akan mengakibatkan beberapa dampak negatif yang didasari human eror. Hal ini didasari akibat belum adanya perangkat instrumentasi yang dapat menampilkan nilai percepatan tanah secara realtime. Sistem instrumentasi kegempaan di reaktor RSG-GAS berupa indikator lampu yang membagi alarm gempa menjadi dua tingkat, yaitu alarm “seismic recording” (level 1) dan alarm “eathquake” (level 2). Keduanya tidak dapat menghentikan operasi reaktor secara otomatis, namun berfungsi memberikan peringatan kepada Supervisor untuk mengambil keputusan melanjutkan atau menghentikan operasi reaktor. Dengan demikian diperlukan kajian (termasuk kajian risiko) untuk pengembangan sistem instrumentasi kegempaan yang lebih bermanfaat secara teknis. Kajian risiko ini melakukan identifikasi potensi hambatan yang meliputi pengenalan kegiatan dan pengenalan potensi hambatan. Melakukan penilaian risiko sesuai dengan ruang lingkup, sifat, dan waktu untuk memastikan agar bersifat proaktif dan bukan reaktif; dan identifikasi prioritas, serta aplikasi pengendalian yang sesuai. Dari penilaian risiko operasional yang dilakukan diperoleh peringkat penilaian risiko paling besar adalah 16 dan 15. Hal ini berarti peringkat penilaian risiko mempunyai predikat ‘D’ dengan risiko belum dapat diterima, sehingga perlu dilakukan tindakan pengendalian tambahan yang diprioritaskan. Kata kunci: Gempa bumi, alarm, SSE, risiko.]]>
<![CDATA[Simulasi Perilaku Fluks Neutron di Reaktor RSG-GAS dengan Metode RUNGE KUTTA ]]>
<![CDATA[Abdul Aziz Rohman Hakim]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2022): APRIL 2022 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/bprn.2022.19.1.6524
<![CDATA[Pemodelan reaktor sebagai sebuah titik menghasilkan satu set pasangan persamaan diferensial biasa yang disebut sebagai persamaan kinetika reaktor titik (reactor point kinetic). Persamaan tersebut merupakan persamaan simultan orde satu yang menggambarkan perilaku reaktor gayut waktu. Persamaan kinetika reaktor titik dapat diselesaikan secara numerik, salah satunya dengan metode Runge Kutta Orde 4. Metode Runge Kutta Orde 4 dipilih karena memberikan hasil perhitungan yang lebih akurat meskipun dengan pemrograman yang relatif lebih sulit. Pemrograman dilakukan dalam bahasa FORTRAN, sedangkan hasil perhitungan divisualisasikan dengan Matlab. Penelitian ini bertujuan menyajikan penyelesaian persamaan kinetika reaktor titik secara numerik menggunakan metode Runge Kutta Orde 4 untuk menggambarkan hubungan reaktivitas dengan fluks neutron dalam teras reaktor. Langkah pertama, penentuan nilai densitas neutron awal (No), konsentrasi prekursor neutron awal (Co), reaktivitas awal (ρo), fraksi neutron kasip (βi), waktu generasi neutron kasip, dan konstanta peluruhan prekursor (λi). Langkah kedua, menyelesaikan persamaan diferensial densitas neutron dan konsentrasi prekursor dengan metode Runge Kutta Orde 4, Langkah ketiga, melakukan simulasi insersi reaktivitas step, sinusoidal dan reaktivitas fungsi densitas neutron. Langkah keempat, membuat visualisasi dengan Matlab. Data yang digunakan dalam perhitungan kinetika reaktor titik adalah data parameter kinetika teras TWC Silisida RSG-GAS Tabel V-17 LAK Rev. 11 tahun 2020. Hasil kajian menunjukkan bahwa penyelesaian persamaan kinetika reaktor titik dengan metode Runge Kutta Orde 4 menunjukkan perilaku fluks neutron di dalam teras akibat insersi reaktivitas yang sesuai dengan teori kinetika reaktor. Hasil kajian juga dapat menggambarkan hubungan antara reaktivitas dengan fluks neutron dalam teras pada insersi reaktivitas undak (step), sinusoidal, dan reaktivitas fungsi densitas neutron]]>
