Garuda - Garba Rujukan Digital

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

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

PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW Suhartono Suhartono; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset di Indonesia dengan daya maksimum yang dibangkitkan sebesar 30 MW. Reaktor dioperasikan untuk melayani pengguna yang akan memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Dalam mengoperasikan reaktor dilakukan sesuai dengan ketentuan keselamatan yang berlaku dari IAEA maupun BAPETEN. Pada kondisi kecelakaan reaktor yang mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif kelingkungan sudah dipersiapkan program kesiapsiagaan dan tanggap darurat nukir tingkat fasilitas RSG-GAS. Langkah antisipasi dari ancaman bahaya radiasi bagi personil, penduduk disekitar dan petugas penanggulangan kedaruratan nuklir RSG-GAS dilakukan dengan langkah secepat mungkin menentukan daerah safety perimeter pada saat terjadi kedaruratan. Untuk itu dilakukan penentuan daerah safety perimeter dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 pada saat terjadi lepasan zat radioaktif ke lingkungan. Menurut peraturan IAEA bahwa daerah safety perimeter adalah laju dosis di sekitar fasilitas yang mengalami kecelakaan dengan nilai terukur 100 μSv/jam. Dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 daerah safety perimeter secara cepat akan dapat diketahui sehingga petugas penanggulangan kedaruratan tidak perlu melakukan mengukur langsung. Dari hasil simulasi dengan menggunakan perangkat lunak Hotspot Versi 3.0.3 diperoleh bahwa daerah safety perimeter pada saat terjadi kecelakaan di RSG-GAS pada daya reaktor 5, 10 dan 15 MW adalah jarak radius antara 200-1000 m dari RSG-GAS.Kata kunci : Hotspot, safety perimeter, kedaruratan nuklir, reaktor

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

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.

PEMBUATAN PERANGKAT LUNAK PEREKAM DATA OPERASI DAYA 30MW REAKTOR RSG-GAS Heri Suherkiman
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

pembuatan PERANGKAT LUNAK perekam data OPERASI DAYA 30 MW REAKTOR RSG-Gas. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan salah satu reaktor penelitian yang ada di Indonesia. RSG-GAS dibangun sejak tahun 1983. Pada bulan Maret 1992 dicapai operasi reaktor pada daya penuh 30 MW. Pada tanggal 12 Januari 2017, RSG-GAS berencana beroperasi dan mencapai daya penuh 30 MW. Pelaksanaan operasi ini bertujuan sebagai syarat untuk mendapatkan izin operasi reaktor RSG-GAS dari BAPETEN. Operasi daya penuh 30 MW adalah momen yang jarang terjadi. Selain PRSG dan BAPETEN, momen tersebut juga dimanfaatkan oleh pihak terkait lainnya melakukan penelitian. Untuk memenuhi kebutuhan permintaan data, maka dilakukan pembuatan sistem perekaman data parameter penting operasi daya penuh 30 MW. Program pembuatan sistem perekaman data telah selesai dilakukan dan berhasil mendapatkan data beberapa parameter penting terkait operasi 30 MW. Pembuatan sistem perekam data telah menghasilkan suatu perangkat lunak berbasis labVIEW dan menghasilkan data yang disajikan dalam file dengan format excell. Data tersebut akan diolah dan dikaji oleh pihak terkait sebagai bahan penelitian dan menilai kinerja dan keselamatan operasi reaktor RSG-GAS saat ini. Kata kunci: Sistem perekaman data, Operasi daya penuh, LabVIEW ABSTRACT MANUFACTURE THE SYSTEM OF DATA RECORDER FOR OPERATING 30MW POWER REACTORS IN RSG-GAS. Multipurpose of Reactor G.A. Siwabessy (RSG-GAS) is one of research reactor in Indonesia. RSG-GAS built since 1983. In March 1992 achieved the reactor is operating at full power 30MW. In 12 January 2017, RSG-GAS plans to operate at full power 30MW. This aims of operation as a requirement to get licence from BAPETEN for RSG-GAS to operate the rector. Operation of 30MW Full Power is a rarely moment. Besides PRSG and BAPETEN, this moment is also utilized by other researcher. To grant request of the data, then we manufactured data recording system of selected parameters for 30MW full power operation. The data recording systems has been completed and managed to get the data some important parameters related to operation of 30MW. Manufacture the system of data recorder has resulted software base on LabView and generate the data presented in Excel file format. The data will be processed and reviewed by stakeholders to be researched and assess the performance and safe operation of RSG-GAS reactor at this time. KeyWord : System of Data Recorder,Full Power Operation, LabVIEW

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

PENGARUH ATTENUASI SINAR-X TERHADAP GREY VALUE COMPUTED RADIOGRAPHY Djoli Soembogo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENGARUH ATTENUASI SINAR-X TERHADAP GREY VALUE COMPUTED RADIOGRAPHY. Studi aplikasi radiografi digital dengan sinar-X dan media Imaging Plate dengan pemindai Computed Radiogrphy. Radiografi ini menggunakan Imaging Plate blue (25 mikron) untuk mendapatkan kontras tinggi, kepekaan tinggi dan kualitas bayangan (image) yang baik karena butiran kristal halus. Tujuan radiografi digital menggunakan pemindai Computed Radiography adalah untuk mengetahui pengaruh ketebalan filter screen Pb terhadap grey value radiografi. Telah dilakukan pengujian radiografi menggunakan sinar-X pada Ignition Coil dengan metoda ketebalan tunggal bayangan tunggal menggunakan media Imaging Plate blue dengan pemindai Computed Radiography dan sinar-X dengan parameter pengamatan grey value radiografi. Waktu paparan sinar-X adalah 120 detik. dengan menggunakan tegangan tinggi 130 kV, arus 5 mA, dan jarak sumber ke film (SFD) tegak lurus adalah 1200 mm. Hasil pengujian radiografi digital dengan media Imaging Plate blue dengan pemindai Computed Radiography pada Ignition Coil dengan metoda ketebalan tunggal bayangan tunggal menghasilkan parameter grey value rerata 55429,24; 32759,32; 20616,99; 13122,75; 8825,85 pada ketebalan filter screen Pb (perisai) 0; 0,125 mm; 0,25 mm; 0,375 mm; 0,5 mm. Semakin tebal filter screen Pb menghasilkan grey value yang semakin rendah. Kata kunci : Computed Radiography, filter screen Pb, grey value.

Penentuan Umur Sedimen Das Cinangka dan Das Cirengit Dengan Geokronologi PB-210 Tommy Hutabarat; E. Ristin Pujiindiyati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENENTUAN UMUR SEDIMEN DAS CINANGKA DAN DAS CIRENGIT DENGAN GEOKRONOLOGI PB-210. Pb-210 adalah radioisotop yang biasa digunakan untuk menentukan umur sedimen berdasarkan cacahan sinar alpa. Dengan demikian, geokronologi endapan sedimen yang terjadi di masa lalu dengan skala waktu 150 tahun dapat ditelusuri dengan menggunakan isotop Pb-210. Kehadiran isotop Pb-210 di atmosfer dihasilkan secara alami dari peluruhan radioaktif Rn-222 yang dilepaskan dari bumi. Aplikasi Pb-210 untuk penanggalan sedimen telah dilakukan di muara DAS Cinangka dan Cirengit di Dam Darma – Kabupaten Kuningan. Pengumpulan sampel sedimen dilakukan dengan menggunakan metode coring sedangkan cacahan sinar alpa diukur dengan spektrometer alpa. Hasil penelitian menunjukkan bahwa umur lapisan sedimen dasar yang dikumpulkan pada kedalaman 22-24 cm dari permukaan di DAS Cinangka sekitar 103,34 tahun sedangkan lapisan sedimen dasar yang dikumpulkan pada kedalaman 22-24 cm di DAS Cirengit adalah 103,51 tahun. Oleh karena itu, diperkirakan bahwa endapan sedimen di DAS Cinangka dan Cirengit terjadi pada tahun 1919 dan 1905.

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

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

PERANCANGAN APLIKASI SISTEM INFORMASI PERAWATAN NON RUTIN REAKTOR RSG-GAS BERBASIS WEB Aep Saepudin Catur; Sutrisno Sutrisno; Salsalina Susana
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PERANCANGAN APLIKASI SISTEM INFORMASI PERAWATAN NON RUTIN REAKTOR RSG-GAS BERBASIS WEB. Perawatan reaktor dibagi menjadi 2 bagian, yaitu perawatan rutin yang terjadwal dan perawatan non rutin yang dilakukan berdasarkan gangguan/kerusakan. Kegiatan perawatan merupakan hal yang sangat penting bagi pengoperasian reaktor. Meskipun demikian, mekanisme pekerjaannya hingga dokumentasi perawatan reaktor RSG-GAS masih menggunakan metode konvensional yang belum memanfaatkan teknologi informasi secara maksimal. Perancangan aplikasi sistem informasi ini dimaksudkan untuk menyediakan data maupun informasi yang berkaitan dengan proses bisnis pelaksanaan kegiatan perawatan non rutin. Pada metode perancangan akan dibahas mengenai proses/alur bekerja, kebutuhan pengguna, desain aplikasi hingga basis data perawatan. Dari hasil perancangan sistem informasi perawatan non rutin reaktor RSG-GAS dapat diimplementasikan dengan baik sehingga sudah dapat menggantikan perawatan non rutin yang masih berjalan secara konvensional. Sehingga perancangan ini memudahkan penelusuran data perawatan, mengetahui riwayat gangguan serta penggunaan suku cadang. Keywords: Sistem Informasi, Perawatan Non Rutin, SSK RSG-GAS, Perancangan

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

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

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

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

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