Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir

bprn
Website

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 108 Documents

3 4 5 6 7

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

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.

EVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95 Pardi Pardi; Banyu Rizki Fauzan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95. Untuk memaksimalkan penggunaan reaktor RSG-GAS dalam memenuhi kepentingan pihak pengguna antara lain adalah melayani iradiasi target batu topaz saat reaktor operasi. Keandalan operasi reaktor perlu dijaga dan tingkatkan tanpa mengurangi faktor keselamatannya, salah satu keandalan operasi reaktor adalah kemampuan batang kendali pengatur (reg-rod) dalam mengimbangi perubahan reaktivitas di teras reaktor akibat gangguan dari pemasukan/penarikan target iradiasi. Reaktivitas, kecepatan, panjang langkah batang kendali pengatur (reg-rod) dan reaktivitas maksimum pada satu posisi iradiasi < 0,5% ditentukan dalam LAK , untuk penanganan iradiasi target batu topaz nilai reaktivitas sebesar ±0,0741% diperlukan kehati-hatian dengan membuat gerakan pemasukan/penarikan target sambil melihat kanal pemantau daya dan display daya digital. Pada makalah ini dilakukan evaluasi kegiatan penanganan target iradiasi batu topaz pada siklus operasi 94 dan 95, dengan menganalisis data kegiatan yang tercatat dalam buku induk operasi dan formulir iradiasi target batu topaz. Hasil evaluasi pada siklus operasi 94: iradiasi target topaz total sebanyak = 360 kali dengan massa total 324 kg dan pada siklus operasi 95: sebanyak = 576 kali dengan massa total 864 kg. Dalam melakukan radiasi target topaz tidak terjadi gangguan karena telah dilakukan analisis keselamatan terlebih dahulu serta pelaksanaan yang sesuai dengan SOP sehingga tidak mempengaruhi reaktivitas di teras begitu pula keselamatan radiasi untuk personil harus di jaga.Kata kunci : evaluasi, penanganan target iradiasi batu topaz

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

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

EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS Pardi Pardi; Banyu Rizki Fauzan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS. Sistem pendingin sekunder berfungsi untuk mengambil panas peluruhan dari sistem pendingin primer melalui alat penukar panas (HE) dan selanjutnya panas peluruhan dibuang ke lingkungan menggunakan modul menara pendingin (cooling tower). Sistem pendingin sekunder mempunyai 3 buah pompa (3 × 50%), 2 pompa untuk operasi normal dan 1 pompa sebagai cadangan. Pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder dilaksanakan sesuai prosedur pelaksanaan pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder reaktor RSG-GAS No Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. Kombinasi pengoperasian pompa disesuaikan dengan Instruksi Operasi Reaktor (IO) yang berlaku. Perawatan pompa merujuk pada dokumen Maintenace and Repair Manual (MRM) MPR30 tahun 1988, yaitu dilakukan setelah pompa beroperasi 3000 jam atau setidaknya setiap tahun dilakukan penggantian oli dan greas bearing pompa. Saat ini belum ada evaluasi terhadap jumlah jam operasi dari masing-masing pompa dalam satu tahunnya, sehingga penggantian oli dan greas bearing pompa dilakukan setelah satu tahun operasi. Untuk mendapatkan jumlah jam operasi dari masing-masing pompa perlu dilakukan evaluasi pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder untuk menunjang operasi reaktor RSG-GAS. Evaluasi meliputi pengamatan, pengumpulan data dan analisis data dari lembaran data evaluasi operasi reaktor, instruksi operasi reaktor (IO) terhitung sejak periode operasi 01 Januari s/d 31 Desember 2015. Dari hasil evaluasi disimpulkan bahwa pompa PA-01 AP001 jumlah jam opersinya paling kecil. Kata kunci: Sistem Pendingin Sekunder, Jam operasi pompa.ABSTRACT EVALUATION OF OPERATING SECONDARY PUMP COOLING SYSTEM TO SUPPORT THE OPERATION OF THE REACTOR RSG-GAS. Secondary cooling system serves to take the decay heat from the primary cooling system through a Heat Exchanger (HE) and thereafter the decayed heat released into the environment using the Cooling Tower module. Secondary cooling system has three pumps (3 × 50%), two pump for normal operation and the other one as a backup pump. Secondary cooling pump system operation conducted according to the procedure the operation of the secondary cooling system pump RSG-GAS reactor No. Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. The combination of pump operation adapted to Reactor Operating Instructions (IO). Pump tratment referring to the document Maintenance and Repair Manual (MRM) MPR30 1988, which is done after the pump operates up to 3000 hours or at least once a year needed to replace the oil and greas bearing pumps. Currently, there is no evaluation about the number of each pump operating hours in a year,so the replacement of oil and the pump bearing greas done after one year operation. To get the number of each pump operating hours, is necessary to do the Evaluation of Operating Secondary Pump Cooling System to Support Operation RSG-GAS reactor. The evaluation includes observation, collecting data, and analyzing data from the evaluaton data sheet of reactor operation, the reactor operating instruction as from the operation period January 1st to December 31st 2015. From the evaluation results, concluded that the number of pump operating hours PA-01 AP001 is the smallest. Keywords: Secondary Cooling System, Operating hours of pumps,

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto Kadarusmanto; Purwadi Purwadi; Endang Susilowati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah satu komponen penting teras reaktor. Karena di dalamnya terkandung produk fisi yang sangat reaktif. Keberadaan produk fisi ini harus dihitung dengan akurat karena menyangkut keselamatan operasi. Makalah ini menentukan jumlah Uranium-235 yang telah terbakar dengan menggunakan ORIGEN2. Elemen bakar yang ditentukan fraksi bakarnya adalah 3 elemen bakar uji dengan nomer identifikasi CBBJ249, CBBJ250 dan CBBJ251. Masing-masing elemen bakar uji diiradiasi di dalam teras RSG-GAS. CBBJ249 diiradiasi di teras 66 dan teras 67, CBBJ 250 diiradiasi di teras 66 sampai dengan 71 dan CBBJ251 di teras 66 sampai dengan teras 69. Dari hasil perhitungan dengan paket program ORIGEN2 diperoleh bahwa CBBJ 249 sampai dengan CBBJ251 mempunyai fraksi bakar 18,41%, 55,61% dan 36,87%. Bila dibandingkan dengan LAK EBU dan hasil pengukuran γ scanning terdapat perbedaan, semakin tinggi fraksi bakar semakin kecil perbedaannya. Kata kunci : ORIGEN2, fraksi bakar, pelat elemen bakar uji ABSTRACTDETERMINATION OF BURN-UP FOR TESTING FUEL PLATE. Nuclear fuel constitute of one out of several important component of the GA Siwabessy Reactor. Due to fission product at which is very reactive stay in it. The availability of fission product shall be calculated accurately. This paper is calculated the amount of uranium-235 burned by ORIGEN 2 computer code. The nuclear fuel calculated are three of testing fuels identification number of CBBJ249, CBBJ250 and CBBJ251. Each of testing fuel has been irradiated inside the RSG-GAS, CBBJ249 is irradiated inside core 66th and 67th core, CCBBJ251 is irradiated inside the 66th core to core the 71th core. Eventually the testing fuel of CBBJ 251 is irradiated inside the 66th core till to the 69th core. From the calculation result of ORIGEN2 there are obtained that the CBBJ249 until the CBBJ 251 having burn-up of 18,415; 55,61% AND 36,87%. If compare to the measurement result of LAK EBU and γ scanning measurement, there were shown that testing fuel of highest burn-up has lowest different. Keyword: ORIGEN2, burn-up. Fuel element plate.

PERANCANGAN SENSOR PENGUKUR KECEPATAN KAPSUL IRADIASI DI FASILITAS SISTEM RABBIT PNEUMATIK Hanapi Ali; Kawkab Mustofa; Sunarko Sunarko; Asnul Sufmawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PERANCANGAN SENSOR PENGUKUR KECEPATAN KAPSUL IRADIASI PNEUMATIK DI FASILITAS RABBIT SISTEM PNEUMATIK. Fasilitas iradiasi rabbit sistem pneumatik dikhususkan untuk mengiradiasi suatu spesimen atau sampel dengan waktu paruh pendek, sehingga dibutuhkan waktu transfer yang singkat dengan kecepatan transfer yang disyaratkan sebesar 10 m/s. Mengetahui kecepatan transfer kapsul bermanfaat dalam menentukan waktu iradiasi dan proteksi terhadap rusaknya kapsul tersebut karena tumbukan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui perkiraan keakuratan sensor pengukur kecepatan yang dirancang. Dua buah sensor berbasis fotoelektrik digunakan untuk mengukur waktu layang atau Time of Flight (ToF) yang dibangkitkan oleh media yang diukur. Percobaan dilakukan menggunakan simulasi digital dengan perangkat lunak. Hasil percobaan menunjukkan hubungan antara waktu layang terhadap error pengukuran dan error kecepatan 10 m/s sebesar 2%. Error 2 % didapatkan dari hasil pengolahan data secara statistik.Kata Kunci : Rabbit sistem pneumatik, perancangan sensor kecepatan, waktu layang, foto elektrik, iradiasi

Evaluasi Kejadian Abnormal/Gangguan Operasi Reaktor RSG-GAS Kurun Waktu Tahun 2015 - 2017 Pardi Pardi; Purwadi Purwadi
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI KEJADIAN ABNORMAL/GANGGAUN OPERASI REAKTOR RSG-GAS KURUN WAKTU TAHUN 2015 – 2017. Reaktor sebagai fasilitas penyedia sumber neutron dapat dimanfaatkan untuk kegiatan utilisasi dengan tujuan untuk penelitian dan produksi radioisotop. Pengoperasian reaktor yang stabil tanpa mengalami gangguan teknis sangat diharapkan oleh pihak pengguna reaktor karena dapat mempengaruhi kegiatan utilasi yang ada. Kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor dapat disebabkan oleh gangguan internal reaktor (gagal fungsi SSK reaktor), gangguan eksternal reaktor (trip/mati sesaat suplai listrik PLN, gempa bumi dan lain sebagainya)1). Setiap kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor direspon oleh sistem proteksi reaktor (SPR) dengan mematikan reaktor secara otomatis, sehingga reaktor tetap dalam kondisi aman dan baik. Makalah ini mengevaluasi kejadian abnormal/gangguan operasi reaktor RSG-GAS dengan cara menganalisis data kejadian abnormal dalam kurun waktu 2015 s/d 2017. Lingkup evaluasi ini hanya data kejadian abnormal/gangguan operasi yang disebabkan oleh gangguan internal, eksternal dan faktor kelalain operator dalam penanganan iradiasi target yang direspon oleh sistem proteksi reaktor (SPR) selama 3 tahun. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa kejadian abnormal/gangguan yang paling dominan adalah gagalnya fungsi struktur, sistem dan komponen (SSK) reaktor. Berbagai upaya yang telah dilakukan diharapkan dapat memperbaiki kualitas pengoperasian reaktor RSG-GAS.

OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS Asep Saepuloh; Yayan Andriyanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

ABSTRAK OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS. Pada instalasi kelistrikan RSG-GAS terdapat 3 unit genset yaitu BRV10/ 20/30 yang berfungsi sebagai catu daya darurat. Genset tersebut memegang peranan sangat penting dalam ketersediaan beban kelistrikan. Mesin genset beroperasi pada beberapa kondisi, antara lain ; bila catu daya utama gangguan, saat test run, dan pasca perbaikan. Tahun 2016 terjadi kegagalan operasi pada saat test run ditunjukan dengan ; mesin tiba-tiba mati, level air radiator cepat berkurang, suhu mesin cepat panas, oli berubah warna menjadi pekat keputih-putihan. Untuk mengatasinya dilakukan langkah investigasi gangguan, analisa, serta perbaikan. Kegiatan semi overhaul dilakukan pada genset BRV20 oleh tenaga profesional dengan tujuan mengembalikan performa genset BRV20 ke kondisi semula. Berdasarkan hasil uji fungsi pasca perbaikan disimpulkan bahwa gangguan operasi sudah tidak terjadi lagi, suhu oli CT-151 yang sebelumnya 127 °C menjadi 118 °C, suhu air pendingin CT-021 yang sebelumnya 99 °C menjadi 85 °C, harga-harga parameter operasi lainnya masih berada dalam batas yang ditetapkan di dalam formulir test run BRV 10/20/30. Kata kunci : performa genset BRV20, catu daya darurat ABSTRACT OPTIMATION PERFORMANCE OF GENERATOR SET AS EMERGENCY POWER SUPPLY IN RSG-GAS. In the electrical installation RSG-GAS genset there are 3 units namely BRV10/20/30 that serves as an emergency power supply. The generator has an important role in the availability of the electrical load. Genset operates on several conditions, among others; when the main power supply interruption, during a test run, and post-repair. Last year 2016 operating failure occurs during the test run is shown; engine suddenly dies, radiator water level rapidly reduced, the engine temperature heat up quickly, the oil changes color to thick whitish. To overcome the interference investigations carried out step, analysis and improvement. The activities carried out in the genset overhaul semi BRV20 by professionals with the aim of restoring the performance of genset BRV20 to its original state. Based on post-repair function test results concluded that the interruption of operations no longer exist, the oil temperature CT-151 previously 127 °C to 118 °C, and cooling water temperature CT-021 before 99 °C to 85 °C, the price of the operating parameters still within the limits specified in the test run form BRV 10/20/30. Keywords: performance of diesel BRV20, emergency power supply

PEMBUATAN ALAT PENANGANAN ELEMEN TERAS MULTIGUNA REAKTOR RSG-GAS Pardi Pardi; herdi afrizal
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PEMBUATAN ALAT PENANGANAN ELEMEN TERAS MULTIGUNA REAKTOR RSG-GAS. Untuk melengkapi kebutuhan peralatan penanganan elemen teras yang mudah dioperasikan serta memenuhi kriteria keselamatan yang tinggi, maka telah dibuat suatu alat penanganan elemen teras multiguna di PRSG. Dalam proses pembuatannya komponen yang digunakan sama dengan peralatan penanganan elemen teras lama, baik jenis material maupun ukurannya. Material yang digunakan untuk alat penanganan elemen teras multiguna ini adalah pipa Al 6063 diameter 25,4 x 1 mm sebagai pipa dalam yang berfungsi untuk pengunci dan pipa Al 6063 diameter 45 x 2 mm merupakan pipa luar yang berfungsi sebagai pemegang dan pemindah. Tahapan pembuatan alat penanganan elemen teras multiguna dimulai dari identifikasi masalah, perancangan dan pembuatan gambar teknis, fabrikasi, instalasi dan uji fungsi. Dari hasil uji fungsi yang dilakukan diperoleh hasil bahwa alat ini dapat berfungsi dengan baik, serta efektif dalam pengoperasiannya. Kata kunci : Alat penanganan elemen teras, pembuatan dan pengujian

EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS Jaja Sukmana; Rachmat Triharto; Irwan Irwan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL - SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS. Keselamatan dalam pengoperasian reaktor diterapkan oleh Sistem Proteksi Reaktor dengan tindakan scram. Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkan risiko lain. Tujuan dari penelitian ini untuk mengetahui pemicu dan penyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melalui wawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunan fault tree analysis. Hasil deskriptif analitik menyatakan bahwa pemicu timbulnya scram, yaitu kerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat, pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitas positif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram pada kanal unbalanced load, terdiri dari kegagalan sistem instrumentasi, kondisi fluks neutron tidak merata, jatuhnya salah satu batang kendali, terjadinya pengosongan tabung berkas, gangguan handling dan loading sampel iradiasi, dan terjadi panas lokal pada elemen bakar. Karenanya fungsi scram sebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasi untuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalan operasi dapat diminimalisir. Kata kunci: Keselamatan operasi reaktor nuklir; Penyebab kejadian; Scram reaktor; Sistem proteksi reaktor. ABSTRACT SCRAM CAUSE EVALUATION OF UNBALANCED LOAD CHANNEL - REACTOR PROTECTION SYSTEM AT OPERATION OF THE RSG-GAS REACTOR. Safety in the operation of the Reactor Protection System is implemented by the scram action. However scram which often happened is the failure of the operation and poses other risks. The purpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram with analytic descriptive method through interviews, observation and document review, combined with the preparation of fault tree analysis. The analytic descriptive results show that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fast operation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transient reactivity. While the basic causes of the scram incident on channel unbalanced load, consisting ofthe failure of instrumentation systems,neutron flux uneven conditions, the fall of one of control rods, the emptying of the beam tube, interference handling and loading of samples irradiated, and the local hot channel at the fuel elements. Therefore fungction of scram as anticipation of the accident is also the feedback of operating experience for updating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized. Keywords: Cause of the incident; Reactor protection system; Suddenly shutdown of reactor; The safe operation of nuclear reactor.

Page 5 of 11 | Total Record : 108

3 4 5 6 7

Filter by Year

2010 2022

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

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