cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
buletin-reaktor@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 02162695     EISSN : 26148943     DOI : 10.17146
Core Subject : Science, Engineering,
Chemistry Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir "REAKTOR" ditebitkan oleh Pusat Serba Guna (PRSG) BATAN, frekuensi terbit enam bulanan. Jurnal ini mempublikasikan naskah-naskah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis pengelolaan perangkat nuklir dan sebagainya.
Arjuna Subject : Energi (semua kategori) - Teknik dan Energi Nuklir
Articles 108 Documents
 4   5   6   7   8 
KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS Susanto Susanto; Fitri Susanti
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

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

Abstract

KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINIUM PADA POSISI IRADIASI SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset yang dioperasikan untuk keperluan produksi radioisotop, analisis aktivasi neutron, penelitian dan uji material. Reaktor RSG-GAS beroperasi dengan rata-rata energi terbangkitkan sebesar 625 MWd setiap siklus dan manajemen bahan bakar teras menggunakan pola 5/1 untuk pemuatan bahan bakar. Setiap pergantian teras dilakukan perhitungan dan pengukuran parameter reaktor untuk mengetahui pengaruh terhadap keselamatan operasi reaktor. Pada kondisi operasi normal fasilitas iradiasi dalam teras berisi air atau dummy aluminium. Penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi perlu diketahui pengaruhnya terhadap parameter neutronik reaktor RSG-GAS. Tujuan penulisan makalah ini yaitu melakukan perhitungan dan pengukuran parameter operasi reaktor dan mengetahui pengaruh penambahan dummy aluminium terhadap reaktivitas dan fluks neutron pada teras 97 reaktor RSG-GAS. Perhitungan parameter operasi dilakukan menggunakan kombinasi program WIMS/D5 untuk generasi tampang lintang sel, Batan-2DIFF untuk menghitung reaktivitas dan faktor puncak daya radial serta Batan-3DIFF untuk menghitung faktor puncak daya aksial dan fluks neutron dalam teras reaktor. Efek reaktivitas akibat penempatan dummy aluminium pada CIP sebesar 0,17 %Δk/k. Jika dummy aluminium diletakkan di CIP dan IP akan menaikkan fluks di posisi tersebut karena aluminium mempunyai daya moderasi yang sangat baik. Nilai faktor puncak daya radial dan aksial masing-masing 1,2200 dan 1,2902. Berdasarkan hasil perhitungan dan pengukuran besaran tersebut masih berada dalam batas yang diizinkan untuk keselamatan operasi reaktor dan menunjukan bahwa teras 97 reaktor RSG-GAS memenuhi batas keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: Dummy aluminium, reaktivitas, fasilitas iradiasi, operasi reaktor
KAJIAN BAHAYA RADIASI TERHADAP NORM DALAM SEDIMEN PERMUKAAN DI LINGKUNGAN DAS CISADANE HULU DAN CIUJUNG HULU Tommy Hutabarat
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (728.639 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4795

Abstract

KAJIAN BAHAYA RADIASI TERHADAP NORM DALAM SEDIMEN PERMUKAAN DI LINGKUNGAN DAS CISADANE HULU DAN CIUJUNG HULU. Manusia secara terus menerus terpapar radiasi karena kehadirannya dimana – mana di bumi. NORM berpotensi memberikan dampak radiologi baik berupa pajanan radiasi eksterna maupun interna. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan konsentrasi radioaktivitas NORM dalam sedimen sungai pada DAS Cisadane Hulu dan DAS Ciujung Hulu. Pengambilan sampel permukaan endapan sedimen dilakukan menggunakan scrapper. Seluruh sampel dikeringkan pada suhu kamar selama 3–4 hari. Setelah kering, sampel digerus halus (200 mesh) menggunakan mortar, kemudian diayak dan ditimbang secara seksama sebanyak 0,5 kg dan dimasukkan ke dalam tabung plastik polietilen dan di-seal. Pengukuran radionuklida U-238 dan Th-232 beserta turunannya dan radionuklida K-40 dilakukan menggunakan spektrometer gamma. Konsentrasi radionuklida alam U-238, Th-232, dan K-40 yang diperoleh dari ke dua lokasi DAS sangat kecil dibawah baku mutu yaitu sebesar 25 Bq/kg dan masih dibawah rata-rata dunia. Sebaran konsentrasi U-238 di kedua lokasi berkisar antara 6,38 – 17,67 Bq/kg, konsentrasi aktivitas Th-232 dan K-40 masing–masing berkisar anatara 11,56 – 23,45 Bq/kg dan 49,76 – 289,65 Bq/kg. Nilai Ra eq pada ke dua lokasi DAS berkisar antara 34,799 - 56,912 Bq/kg masih dibawa batas yang direkomemdasikan oleh UNSCEAR yaitu sebesar 370 Bq/kg. Nilai indeks bahaya radiasi Iγг, indeks bahaya radiasi internal (Ibi), dan indeks bahaya radiasi eksternal (Ibe) di kedua lokasi DAS masing–masing < 1 sehingga masih aman terhadap manusia. Dari hasil uji statistik terhadap parameter Ra eq dan tingkat bahaya radiasi tidak terdapat perbedaan yang signifikan antara ke dua lokasi DAS.Kata kunci :NORM, sedimen, indek bahaya radiasi
KAJIAN KEGAGALAN PENGUKURAN KETINGGIAN AIR SISTEM PENAMPUNGAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH (KPK01 CL001) DI RSG-GAS . Sukino
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2012.9.2.298

Abstract

ABSTRACT STUDY OF MEASUREMENT WATER LEVEL FAILURE ON LOW ACTIVITIES WASTE WATER STORAGE SYSTEM (KPK01 CL001) AT RSG-GAS. Measuring level of the water is used to control water levels in the waste water holding tank low activity. The study was conducted because of the damage to the system, which resulted in the appointment of the meters and indicators on the local panel and RKU not at the height of the water in the tank. The intent was to know the system and then repair the damage or replace the defective module. Test results FMC480 type transducer linearity deviation between meter readings to the standard price of 100%. While the transducer type FMX570 deviation between meter readings with a standard price of 0.84%. From the test results concluded that the type of transducer FMC480 be repaired or replaced. Keywords: transducers, level measurement, FMC480, FMX570 KAJIAN KEGAGALAN PENGUKURAN KETINGGIAN AIR SISTEM PENAMPUNGAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH (KPK01 CL001) DI RSG-GAS. Pengukuran ketinggian air ini digunakan untuk mengendalikan ketinggian permukaan air pada tangki penampungan air limbah aktivitas rendah. Kajian dilakukan karena adanya kerusakan pada sistem tersebut, yang mengakibatkan penunjukan antara meter dan indikator di lokal panel dan RKU tidak sama ketinggian air di dalam tangki. Tujuannya adalah supaya mengetahui kerusakan sistem dan kemudian memperbaikinya atau mengganti modul yang rusak. Hasil pengujian linieritas transduser tipe FMC480 penyimpangan  antara pembacaan meter dengan harga standar sebesar 100%. Sedangkan dengan transduser tipe FMX570 penyimpangan antara pembacaan meter dengan harga standar sebesar 0.84%. Dari hasil pengujian tersebut ditarik kesimpulan bahwa transduser tipe FMC480 harus diperbaiki atau diganti.   Kata kunci : transduser, pengukuran ketinggian, FMC480, F
PENGUJIAN ALAT UKUR DAYA DIJITAL MENGGUNAKAN PIRANTI STANDAR YOKOGAWA CA71 Hari Prijanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2010.7.2.1540

Abstract

PENGUJIAN ALAT UKUR DAYA DIJITAL MENGGUNAKAN PIRANTI STANDAR YOKOGAWA CA71. Alat ukur daya dijital dikembangkan untuk memenuhi prinsip diversity terhadap keandalan suatu sistem/komponen. Alat pengukur analog yang digunakan untuk mengukur daya reaktor ketika reaktor sedang beroperasi tidak mampu menunjukkan perubahan daya secara tepat. Dengan menggunakan alat dijital ini, daya reaktor dalam bentuk analog (0-100%) dapat diubah ke tegangan DC 0-30 Volt sebagai representasi daya reaktor 0-30 MW. Makalah ini membahas pengujian alat ukur dijital sebelum dioperasikan dengan tujuan untuk memeriksa apakah keandalan alat dapat dijamin. Dari kegiatan ini diperoleh beberapa parameter seperti linieritas dalam bentuk Y=2.4X, ketelitian pengukuran 98.46646% dan kesalahan pengukuran sebesar 1.533575% dapat ditentukan. Disimpulkan bahwa alat ukur dijital andal untuk dipergunakan.
PENENTUAN WAKTU TEMPUH KAPSUL HYDRAULIC RABBIT SYSTEM JALUR 2 (JBB 02) DI REAKTOR RSG-GAS Sutrisno Sutrisno; Sunarko Sunarko; Elisabeth Ratnawati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1331

Abstract

Fasilitas iradiasi Rabbit System merupakan fasilitas iradiasi yang digunakan untuk penelitian aktivasi neutron1). Ada dua jenis Rabbit System, yaitu 4 buah hydraulic rabbit system (JBB01-JBB04) dengan media pengiriman berupa air bebas mineral dan Rabbit System Pneumatik (JBB 05). Waktu tempuh pengiriman dan pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system tergantung dengan besaran laju alir yang terpantau pada instrumen pengukuran aliran. pada saat ini waktu tempuh pengiriman kapsul dari isotope cell ke posisi iradiasi telah ditetapkan oleh bagian keteknikan sebesar 46 detik ternyata tidak memenuhi kebutuhan operasional rabbit system, Tujuan dari penulisan makalah ini adalah untuk mengetahui waktu tempuh kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit RS 2, untuk mengetahui waktu tempuh tersebut perlu dilakukan pengamatan laju alir yang variatif dengan membuka katup (JBB02 AA007), sehingga waktu pengiriman maupun pemulangan kapsul pada fasilitas hydraulic rabbit system dapat diketahui. Dari pengamatan yang dilakukan didapatkan hasil waktu tempuh pengiriman kapsul polyethylene (PE) dari isotope cell ke posisi iradiasi sesuai persamaan grafik Y=57,67 e-0,139.x, untuk kapsul Aluminium (Al) sesuai persamaan grafik Y= 68,178 e-0,189.x, sedangkan waktu tempuh pemulangan kapsul poly ethelene (PE) dari posisi iradiasi ke isotope cell sesuai persamaan grafik Y=56,459 e-13.x, untuk kapsul Al sesuai persamaan grafik Y= 65,51 e-183.x , sehingga hasil ini dapat digunakan sebagai acuan untuk menentukan waktu tempuh yang diinginkan oleh operator.ABSTRACT DETERMINATION OF TRAVEL TIME CAPSULES HYDRAULIC RABBIT SYSTEM CHANNEL 2     (JBB 02) AT THE G.A.SIWABESSY REACTOR. Rabbit System is an irradiation facilities used for research on neutron activation. There are two types of Rabbit Systems including 4 pieces Rabbit Hydraulic Systems (JBB01 - JBB04) and Rabbit Pneumatic Systems (JBB 05). Irradiation facility of hydraulic rabbit system is irradiation facility with media delivery in the form of capsules. Travel time delivery and the return capsule in hydraulic rabbit system facility depends on the magnitude of the observed flow rate on flow measurement instruments for water circulation. To determine the travel time should be observed flow rates varied by opening the valve (JBB02 AA007), so the delivery time and the return capsule in the rabbit facility hydraulic system can be known. Observations made from the results obtained travel time capsule delivery poly ethylene ( PE ) of the isotope cell to irradiation position appropriate to the graph Y=57,67 e-0,139.x, for capsules Aluminum ( Al ) appropriate graph Y= 68,178 e-0,189.x, while the travel time of the return capsule poly ethylene ( PE ) from the irradiation position to the isotope cell appropriate graph Y=56,459 e-13.x, for capsules Al appropriate graph Y= 65,51 e-183.x this result can be used as a reference for determining the travel time desired by the operator .
MODIFIKASI PEMIPAAN SISTEM PEMBUANGAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH (KPK01) Santosa Pujiarta; Bambang Murjati
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 10, No 1 (2013): April 2013
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2013.10.1.684

Abstract

Permasalahan utama dari instalasi nuklir adalah pengelolaan limbah radioaktif dari hasil proses produksi, penelitian, dan limbah dari dampak daerah kerja. Di Pusat Reaktor Serbaguna (PRSG) limbah radioaktif telah dikelola dengan baik. Limbah radioaktif dengan aktifitas rendah dikirim ke instalasi pengolahan limbah di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) untuk diolah dan disimpan, sehingga aman untuk lingkungan. Sistem pengiriman limbah cair radioaktif dilakukan menggunakan mobil tangki limbah, namun karena mengalami kendala dalam pengelolaan kendaraan angkut dan mengingat segi keselamatan pengiriman. Selanjutnya sistem pengiriman limbah diubah menggunakan jalur pemipaan bak terpadu (PBT) yang terhubung dengan instalasi nuklir lain yang berada di kawasan Puspiptek, dimana pipa pengiriman limbah dihubungkan menggunakan selang menuju saluran limbah terpadu melalui pintu keluar darurat. Karena cara ini mempengaruhi tekanan negatif di dalam gedung reaktor maka sambungan selang penghubung dimodifikasi menggunakan sambungan pipa permanen dari bahan pipa SS 316 dengan diameter 2 inch yang dipasang di lorong pipa pendingin sekunder. Setelah dilakukan modifikasi sistem pengiriman limbah cair radioaktif menjadi lebih mudah, aman dan tidak mempengaruhi tekanan negatif di dalam gedung reactor. Kata kunci : modifikasi, pemipaan, limbah, radioaktif The main problem of operation of nuclear installation is to manage radioactive waste developed during process production, research and waste coming from working area. Radioactive waste produced from the RSG-GAS operation is managed in proper ways. Low activity radioactive waste, contained using special transport container, is transferred to the Center for Radioactive Waste Technology for processing and storing by means of transport vehicle. Due encountering difficulties to manage transport vehicle and considering safety aspect during waste from radioactive waste pool storage at the reactor building to integrated pool storage waste at the PUSPIPTEK Area through emergency piping system. Using this method is realized that negative pressure system inside the reactor building is disturbed. To solve this problem therefore, hose connection was modified using permanent pipe connection made of SS 316 diameter of 2 inch and it is installed in secondary coolant pipe channel. After modification, it is deemed that the negative pressure inside reactor building can easily be maintained then radioactive waste disposal is accomplished more practical and safe.Keywords: modifications, piping, waste, radioactive
PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto Suwarto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1363

Abstract

Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat digunakan untuk iradiasi target silikon sesuai standar. Oleh sebab itu RSG-GAS sedang melakukan persiapan fasilitas tersebut dengan harapan dapat melayani iradiasi target silikon sebagai bahan semi konduktor yang sesuai standar. Sebagai rujukan yaitu fasilitas doping silikon di reaktor FRM II, Munich, Jerman yang telah mampu menghasilkan bahan semi konduktor sebanyak 10 ton semenjak tahun 2008. Persiapan yang dilakukan antara lain untuk mendapatkan informasi tentang persyaratan sebuah fasilitas doping silikon agar dapat menghasilkan bahan semi konduktor yang berkualitas. Informasi diperoleh dengan mempelajari langsung kegiatan iradiasi target silikon di FRM II. Hasil pengamatan menyimpulkan bahwa fasilitas doping silikon RSG-GAS memungkinkan untuk melayani iradiasi silikon dengan syarat posisi iradiasi fasilitas memiliki penyimpangan distribusi fluks netron arah aksial < 5 % dan arah radial < 3 %,  sistem pengendali putaran target, peta posisi profil distribusi fluks netron sebagai fungsi posisi batang kendali reaktor dan memiliki alat ukur resistivitas.ABSTRACT "PREPARATION OF RSG-GAS SILOCON DOPING FACILITY" Silicon doping facility at RSG-GAS has not been able to irradiate silicon target according to standard yet. Therefore RSG-GAS is preparing the facility in the hope that it can serve Si target irradiation for semiconductor materials according to standard. As a reference is silicon doping facility at reactor FRM II, Munich , Germany which has produced semiconductor materials of 10 tons since 2008. The preparations were done among other things to get information about requirements of a silicon doping facility in order to produce semiconductor materials which has a certain quality. The information were obtained by observation of Si irradiation activity at FRM II. The observation results concluded that RSG-GAS silicon doping facility enable to serve the Si irradiation with requirements that irradiation position of the facility has deviation of neutron flux distribution in the axial < 5 % and radial < 3 %, control system of target rotation, profile positions of neutron flux distribution as a function of control rods positions and availability of resistivity measuring device.
KONSUMSI ENERGI LISTRIK PUSAT REAKTOR SERBA GUNA (PRSG) SAAT REAKTOR BEROPERASI DENGAN BEBAN LISTRIK PADA JALUR 1 DAN JALUR 2 Koes Indrakoesoema
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 10, No 1 (2013): April 2013
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2013.10.1.701

Abstract

Catu daya listrik Pusat Reaktor Serba Guna diperoleh dari PT PLN dengan kontrak daya 3030 kVA. Penyaluran ke beban-beban yang ada di PRSG dibagi dalam 3 (tiga) jalur yang masing-masing dipasok melalui transformator BHT01, BHT02 dan BHT03, dengan kapasitas masing-masing trafo 1600 kVA, 20 kV/400 V. Pengukuran dilakukan pada sisi sekunder transformator untuk tiap-tiap fasa pada tanggal 28, 29 Nopember 2012 dan 03 Desember 2012. Pada saat reaktor dioperasikan, hanya 2 jalur yang melayani beban-beban motor pompa pendingin primer dan sekunder. Daya listrik rata-rata selama 24 jam pengukuran untuk BHT01, adalah 594 kW dan energy yang dikonsumsi adalah 14,2 MWh, BHT02 adalah 507 kW dan energy yang dikonsumsi adalah 12,2 MWh serta BHT03 adalah 346 kW dan energy yang dikonsumsi 8,30 MWh. Faktor daya pada jalur 1, jalur 2 dan jalur 3,masing-masing 0,79 , 0,95 dan 0,98Kata kunci : Daya listrik, energy listrik, transformatorElectrical power supply for Center of Multipurpose Reactor obtained from PT PLN to 3030 kVA power contracts. Distribution to existing loads in PRSG divided into 3 (three) lines, each of which is supplied through a transformer BHT01, BHT02 and BHT03, each with a capacity of 1600 kVA, 20 kV/400 V. Measurements has been performed on the secondary side of the transformer for each phase on November 28,29, 2012 and December 3, 2012. For operation of the reactor, only 2 lines that serve loads of pump motor of primary and secondary coolant. Average of Electrical power for an of 24 hours of measurement for BHT01, is 594 kW and the energy consumed is 14.2 MWh, BHT02 is 507 kW and the energy consumed is 12.2 MWh and BHT03 are 346 kW and energy consumed 8.30 MWh. The power factor at line 1, line 2 and line 3, respectively 0.79, 0.95 and 0.98
ANALISIS DAN PENGENDALIAN KONDUKTIVITAS AIR PADA KOLOM RESIN CAMPURAN (MIX-BED) SISTEM AIR BEBAS MINERAL (GCA 01) Setyo Budi Utomo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2012.9.2.301

Abstract

ABSTRACT ANALYSIS AND CONTROL OF THE WATER CONDUCTIVITY ON THE MIX BED COLUMM RESIN OF DEMINERALIZED WATER SYSTEM (GCA 01). Mix-bed column is the column (tube) containing a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin that serves as the last media to purify raw water into demineralized water. Conductivity of water output from the mix bed column resin has been analyzed using conduktivitymeter HACH senION5.. From the measurement results it was noticed that value of the water conductivity output of the mix bed column resin increase  from 0.1 μS/cm to be 0.28 μS/cm. This increase due to  impurities ion released  from exchange resin column cations and anions forming salt compound during ion exchange process in which it obstructs the process. By stirring and rinsing of ion exchange resin, value of  conductivity is successfully controlled to normal condition of 0.1μS/cm. It then can be concluded that homogeneity of ion exchange resin should be maintained in order to keep its performance as purification media. Keywords: Conductivity, resin, homogeneity. ANALISIS DAN PENGENDALIAN KONDUKTIVITAS AIR PADA KOLOM RESIN CAMPURAN (MIX-BED) SISTEM AIR BEBAS MINERAL (GCA 01). Kolom resin campuran merupakan kolom (tabung) yang berisikan campuran resin penukar kation dan resin penukar anion yang berfungsi sebagai media terakhir untuk memurrnikan air baku (raw water) menjadi air bebas mineral. Telah dilakukan analisis konduktivitas air keluaran kolom resin campuran dengan metode pengukuran menggunakan alat ukur konduktiviti meter dan diketahui bahwa nilai konduktivitas air keluaran kolom resin campuran mengalami kenaikan dari 0.1µS/cm menjadi 0.28 µS/cm. Kenaikan ini disebabkan oleh ion pengotor lepasan kolom resin penukar kation dan anion, yang pada proses pertukaran ion,  pengotor membentuk senyawa garam yang menghambat proses pertukaran ion. Kenaikan nilai konduktivitas dikendalikan dengan cara pengadukan dan pembilasan ulang resin pada kolom resin campuran. Harga konduktiivitas air berhasil diturunkan dari 0.28µS/cm  menjadi 0.1µS/cm. Dapat disimpulkan bahwa homogenitas resin penukar ion perlu dijaga dan dipertahankankan agar fungsi resin sebagai media pemurnian tetap berfungsi.   Kata kunci: Konduktivitas, resin, homogenitas
INSTALASI DAN UJI FUNGSI KAMERA IP KOLAM REAKTOR RSG-GAS Hery Suherkiman; Sukino Sukino
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2010.7.2.1541

Abstract

INSTALASI DAN UJI FUNGSI KAMERA IP KOLAM REAKTOR RSG-GAS. Telah dilakukan pemasangan dan uji fungsi peralatan kamera IP diatas kolam reaktor dengan tujuan untuk memantau dan mendukung kegiatan di dalam kolam.tujuan dari penulisan makalah ini adalah untuk menjelaskan unjuk kerja kamera digital. Kelebihan kamera IP dibandingkan dengan kamera analog yang telah terpasang sebelumnya adalah bahwa kamera IP dapat melakukan perekaman dan dapat dikendalikan dari jarak jauh melalui sistem jaringan internet. Sehingga disamping mempunyai ketelitian tinggi, kamera IP dapat meningkatkan keselamatan dan efektifitas kerja.

Page 6 of 11 | Total Record : 108

 4   5   6   7   8 

Filter by Year

2010 2022


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 19, No 2 (2022): OKTOBER 2022 Vol 19, No 1 (2022): APRIL 2022 Vol 18, No 2 (2021): OKTOBER 2021 VOL 18, NO 1 (2021) Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020 Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020 Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019 Vol 16, No 1 (2019): April 2019 Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018 Vol 15, No 1 (2018): April 2018 Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017 Vol 14, No 1 (2017): April 2017 Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016 Vol 13, No 1 (2016): April 2016 Vol 11, No 1 (2014): April 2014 Vol 10, No 1 (2013): April 2013 Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012 Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010 More Issue