Articles
108 Documents
<![CDATA[PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Anto Setiawanto]]>;
<![CDATA[Rohidi Rohidi]]>;
<![CDATA[Puspitasari Ramadania]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (617.166 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4791
<![CDATA[PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS. Pemanfaatan RSG-GAS diantaranya adalah mengiradiasi batu topaz. Agar batu topaz siap untuk dikirim ke pengguna maka harus melalui proses peluruhan berkisar 5 s.d 10 tahun di ruang penyimpanan sementara sehingga terjadi penumpukan batu topaz yang mengakibatkan akumulasi paparan radiasi maka harus dilakukan pengendalian agar tidak melebihi batas yang diizinkan. Metode yang dilakukan yaitu menentukan tata letak ruangan, memasang perisai radiasi fleksibel dengan 2 (dua) lapis, pemetaan radiasi gamma didalam ruang penyimpanan dan permukaan pintu ruang. Hasil pengukuran diperoleh paparan radiasi tertinggi di permukaan topaz adalah 9300,0 μSv/jam, menggunakan perisai lapis pertama diperoleh 100,0 μSv/jam, perisai radiasi lapis kedua adalah 5,0 μSv/ jam, permukaan pintu luar ruang adalah 4,0 μSv/jam dengan demikian paparan dipintu luar ruang tidak melebihi batas yang diizinkan yaitu ≤ 10 μSv/jam. Sedangkan pekerja radiasi yang akan bekerja di dalam ruang penyimpanan harus memperhatikan kaidah keselamatan yaitu waktu, jarak, perisai dan didampingi oleh petugas proteksi radiasi serta dilakukan pengamatan penerimaan dosis pekerja radiasi agar tidak melebihi 20 mSv/tahun, dengan demikian para pekerja radiasi dapat bekerja secara aman dan terkendali serta aspek keselamatan dapat terpenuhi.Kata kunci : Pengendalian radiasi, batu topaz, titik pengukuran, peluruhan]]>
<![CDATA[KAJIAN AWAL BUDAYA SAFEGUARDS PADA INSTALASI NUKLIR ]]>
<![CDATA[Liliana Yetta Pandi]]>;
<![CDATA[Ir. Endang Susilowati]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[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
<![CDATA[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]]>
<![CDATA[Pengaruh Iradiasi Batu Topas Terhadap Kualitas Air Pendingin Primer dan Keselamatan Reaktor RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Yulius Sumarno, S.T.]]>;
<![CDATA[Rohidi Rohidi, S.T.]]>;
<![CDATA[Fahmi Alfa Muslimu, S.ST.]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[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
<![CDATA[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]]>
<![CDATA[ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1 ]]>
<![CDATA[Fahmi Alfa Muslimu]]>;
<![CDATA[Nugraha Luhur]]>;
<![CDATA[Zaenal Abidin]]>;
<![CDATA[Pudjianto Pudjianto]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019 ]]>
Publisher : <![CDATA[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
<![CDATA[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.]]>
<![CDATA[PENGUKURAN FAKTOR KOMPENSASI DETEKTOR RENTANG DAYA KNK 50 UNTUK TERAS RSG-GAS ]]>
<![CDATA[A. Mariatmo]]>;
<![CDATA[Ir. Edison Edison]]>;
<![CDATA[Heri Prijanto]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (795.658 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2016.13.1.3879
<![CDATA[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. ]]>
<![CDATA[PERANCANGAN MODIFIKASI SISTEM INSTRUMENTASI DAN KENDALI PADA SISTEM IRADIASI RABBIT HIDROLIK REAKTOR RSG-GAS BERBASIS OPC SERVER DAN LABVIEW ]]>
<![CDATA[Ranji Gusman]]>;
<![CDATA[Sujarwono Sujarwono]]>;
<![CDATA[Heri Suherkiman]]>;
<![CDATA[Sunarko Sunarko]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (846.43 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2018.15.2.5227
<![CDATA[PERANCANGAN MODIFIKASI SISTEM INSTRUMENTASI DAN KENDALI PADA SISTEM IRADIASI RABBIT HIDROLIK REAKTOR RSG-GAS BERBASIS OPC SERVER DAN LABVIEW. Sistem iradiasi rabbit hidrolik adalah salah satu fasilitas iradiasi yang terletak pada berilium reflektor teras reaktor yang digunakan untuk produksi radioisotop dan Analisa Aktivasi Neutron (AAN). Saat ini sistem iradiasi rabbit hidrolik tersebut, pada sistem instrumentasi dan kendalinya telah menggunakan PLC Siemens S7-300 CPU tipe 315-2DP dengan komunikasi serial MPI sebagai pengendali dan HMI menggunakan perangkat lunak WinCC. Pada sistem tersebut, belum semua parameter operasi diproses PLC dan masih menggunakan perangkat keras untuk melakukan pengaturan waktu iradiasi. Pada tulisan ini, dilakukan perancangan modifikasi sistem instrumentasi dan kendali sistem iradiasi rabbit hidrolik. Metode perancangan dilakukan dengan mempelajari sistem iradiasi rabbit hidrolik, pengumpulan data I/O dan parameter operasi, mengganti dan menambahkan perangkat keras yang diperlukan, pengaturan koneksi PLC dan pembuatan HMI. Pada perancangan dilakukan pengolahan parameter operasi secara keseluruhan seperti data sensor temperature, konduktivitas, level air, dan tekanan serta optimasi PLC Siemens S7-300 dengan mengganti CPU lama dengan CPU baru tipe 315-2PN/DP yang dilengkapi fasilitas komunikasi LAN dan menggunakan antarmuka OPC server. Pada perancangan digunakan perangkat lunak LabVIEW sebagai HMI untuk tampilan pengaturan waktu dan start iradiasi, perekaman data iradiasi, status posisi kapsul iradiasi, status sensor dan visualisasi sistem proses rabbit hidrolik. Kata kunci : perancangan modifikasi, sistem iradiasi rabbit hidrolik, OLE for Process Control (OPC), LabVIEW.]]>
<![CDATA[Pengembangan Sistem Pemantau Penggerak Batang Kendali Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy Berbasis LABVIEW ]]>
<![CDATA[Budi Supriyatman]]>;
<![CDATA[Anwar Budianto]]>;
<![CDATA[Heri Suherkiman]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1304.247 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2017.14.2.4078
<![CDATA[PENGEMBANGAN SISTEM PEMANTAU PENGGERAK BATANG KENDALI REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY BERBASIS LABVIEW. RSG-GAS telah melakukan pengembangan sistem instrumentasi yaitu penggantian PLC Siemens tipe Simatic S5 dengan PLC Siemens tipe Simatic S7-300 pada sistem proses RSG-GAS. Salah satu kelebihan pemakaian PLC S7-300 adalah adanya fasilitas sistem pemantauan dan kendali yang dapat berkomunikasi dengan banyak jenis perangkat lunak. Tetapi pada saat ini peggunaannya belum dioptimalkan. National Instruments (NI) OPC Server menyediakan sebuah antarmuka untuk berkomunikasi dengan berbagai perangkat. Kombinasi NI OPC Server dan LabVIEW menyediakan satu platform untuk memberikan pengukuran berkinerja tinggi dan kontrol untuk kedua sistem instrumentasi baru dan yang sudah ada. Server NI OPC terhubung melalui OPC Client di data logging LabVIEW dan Modul Supervisory Control (DSC) sehingga memungkinkan dapat mengembangkan sistem HMI/SCADA secara total dengan PLC, Programmable Automation Controller (PACs) dan sensor. Pengembangan sistem pemantau penggerak batang kendali RSG-GAS berbasis LabVIEW menampilkan indikator-indikator penggerak batang kendali RSG-GAS seperti yang ada pada meja pengatur RSG-GAS yang dilengkapi dengan kemampuan dokumentasi data pemantauan untuk keperluan analisa hasil operasi.]]>
<![CDATA[EVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG ]]>
<![CDATA[Subiharto Subiharto]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (453.58 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3893
<![CDATA[EVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG. Telah dilakukan evaluasi implementasi sasaran keselamatan dan kesehatan kerja (K3) Tahun 2016. Berdasarkan kebijakan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional yang menyatakan bahwa Keselamatan adalah prioritas utama pada target capaian nihil kecelakaan maka PRSG bertanggungjawab atas keselamatan yang ditimbulkan selama pengoperasian dan pemanfaatan reaktor RSG-GAS. Namun pada kenyataannya kesadaran individu dalam mengimplementasikan K3 masih belum konsisten. Peningkatan kesadaran dalam keselamatan perlu dilakukan dengan menumbuhkembangkan budaya keselamatan baik secara individu maupun organisasi secara berkesinambungan. Salah satu cara untuk mengetahui sejauh mana implementasi budaya keselamatan pegawai yang ada di PRSG maka dibuatlah sasaran K3 dalam setiap tahunnya khususnya pada tahun 2016. Permasalahan saat ini adalah belum dilakukannya evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG. Makalah ini disusun untuk mengevaluasi implementasi sasaran K3 Tahun 2016 yang terdiri atas 8 point tinjauan kegiatan yang dilakukan di PRSG. Evaluasi Implementasi sasaran K3 dilakukan dengan cara membandingkan dan membuat prosentase capaian, sasaran dan kondisi seharusnya (ideal). Berdasarkan evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG diperoleh hasil bahwa semua target sasaran K3 Tahun 2016 sebagian besar telah tercapai sesuai tujuan K3 untuk melindungi setiap karyawan, fasilitas, masyarakat dan lingkungan dari potensi bahaya.Kata Kunci: evaluasi, implementasi, kesehatan, keselamatan, kerjaABSTRACT EVALUATION OF THE IMPLEMENTATION OF OCCUPATIONAL HEALTH AND SAFETY TARGET IN 2016 AT PRSG. There has been evaluation of the implementation of Occupational Health and Safety (OHS) targets in 2016. Based on the policy of the Head of National Nuclear Energy Agency which states that Safety is the highest priority, PRSG shall be responsible for the safety generated during the operation and utilization of the RSG-GAS reactor. But in reality individual awareness in implementing OHS is still not consistent. Awareness raising in safety needs to be done by promoting the development of a safety culture both individually and organization on an ongoing basis. One way to find out how far the implementation of the safety culture of employees in the PRSG then made the goal of OHS in each year, especially in 2016. The current problem is the evaluation of the OHS implementation targets in 2016 in PRSG which has not been done yet. This paper is prepared to evaluate the implementation of the 2016 OHS target consisting of 8 activity review points undertaken in the PRSG. Evaluation Implementation of K3 objectives is done by comparing and making the percentage of achievement, goals and conditions compared to ideal condition. Based on the evaluation of the implementation of the OHS target in 2016 in PRSG, it was found that all target of K3 in 2016 has been mostly accomplished according to the purpose of OHS to protect the employee, facility, society and environment from potential hazard.Keywords: Evaluation, Implementation, and Occupational Health and Safety Target]]>
<![CDATA[Kajian Penggunaan Opc Server Untuk Pembuatan Penampil Daya Reaktor ]]>
<![CDATA[Sukarno Sigit]]>;
<![CDATA[Heri Suherkiman]]>;
<![CDATA[Susanto Susanto]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1443.904 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2019.16.2.5628
<![CDATA[Mode operasi reaktor RSG-GAS meliputi daya rendah (kW) hingga daya tinggi (MW). Saat ini penampil daya hanya menampilkan daya dalam orde MW. Untuk itu perlu dibuat penampil daya yang mampu menampilkan daya dalam range yang lebih lebar untuk melengkapi penampil daya yang ada. Perangkat penampil digital daya reaktor dibangun dengan perangkat OPC server, labview dan memanfaatkan kanal daya JKT04 yang digunakan sebagai pedoman penentuan besar daya reaktor. Dari hasil pengujian, program penampil digital daya reaktor berhasil menampilkan daya reaktor dari orde kW sampai dengan MW dan perhitungan faktor konversi arus JKT04 (ampere) ke skala daya (watt) dapat dilakukan secara akurat dan otomatis. Semua hasil perhitungan program dapat disimpan ke dalam file dalam format excel sebagai basis data. Perangkat ini dapat diterapkan di RSG-GAS dengan harapan dapat digunakan sebagai penampil daya untuk operasi daya rendah hingga daya tinggi dan sebagai sarana untuk menunjang penelitian tentang daya kalorimetri reaktor.Kata Kunci :Penampil daya, Faktor Konversi, Kanal daya, OPC server]]>
<![CDATA[PENGARUH SUMBER DAYA MANUSIA DAN RUANG PENYIMPANAN ARSIP DALAM MELAKUKAN KEGIATAN PENGELOLAAN KEARSIPAN DI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA ]]>
<![CDATA[Suhana Suhana]]>
<![CDATA[ Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (730.597 KB)
|
DOI: 10.17146/bprn.2016.13.1.3884
<![CDATA[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.]]>
