Garuda - Garba Rujukan Digital

IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY Nugraha Luhur; Subiharto Subiharto; Suhadi Suhadi; Irwan Irwan
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.2014.11.1.1338

Implementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG – GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG – GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian, produksi radioisotop, iradiasi batu topaz dan kegiatan lain akan menghasilkan sumber radiasi. Sumber radiasi dari material pascairadiasi dalam berbagai bentuk berupa utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan dalam melakukan pengendalian. Metode penilaian implementasi dilakukan dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan pengendalian yang telah dilakukan. Dari data-data yang diperoleh menunjukkan bahwa pengendalian material pascairadiasi yang telah dilakukan saat ini baru pada pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup jenis/nama bahan, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan juga mengatur tentang proses pemindahan material pascairadiasi yang keluar atau masuk gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini dapat memberikan informasi status dan keberadaan sumber radiasi dari material pascairadiasi tercatat dengan baik dan lengkap dengan informasi yang diperlukan, sehingga dasar pemanfaatan sumber radiasi yaitu justifikasi, limitasi dan optimasi dapat diwujudkan dan pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.ABSTRACT IMPLEMENTATION ON CONTROLLING POST IRRADIATED MATERIAL AT THE G.A. SIWABESSY MULTI PORPOSE REACTOR) RSG-GAS. Implementation on controlling of post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron process for research, radioisotope production, irradiating topaz stones and other activities will produce radiation source. Radiation source from post irradiated material appears in many shapes such as equipment with various levels of radiation exposure which need to be controlled starting from recording of material name, amount or volume, material identification number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is strongly needed to assess the success and the lack of controlling activities. The Implementation assessment method is carried out by collecting data of post irradiated material, collecting data of working area and evaluating of controlling activities which have been done. Based on the achieved data show that controlling of radiation source from post irradiated material which has been done currently is about controlling related to radiation information. Therefore, a standard operational procedure is very needed which includes kind/material name, amount or volume, material identification number, placement spots as well as arranging removal process of radiation source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The result of this implementation assessment can inform the status and the presence of radiation source from post irradiated material with well noted and completed with needed information, so that basic utilization of radiation source which are justification, limitation and optimization can be created as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled.

SISTEM ADMINISTRASI TATA PERSURATAN DI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA Suhana Suhana
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.2013.10.1.688

Lamanya proses administrasi dalam hal pencatatan surat masuk/surat keluar, sulitnya surat ditemukan kembali pada saat diperlukan, hilangnya surat karena tercecer yang menyebabkan hilangnya data, serta lambatnya informasi yang didapat, melatarbelakangi dikembangkannya aplikasi komputer berbasis teknologi informasi di BATAN. Saat ini PRSG menggunakan SITP sebagai alat bantu dalam melaksanakan pengelolaan surat. Meskipun mempunyai beberapa keuntungan, SITP masih mempunyai beberapa kelemahan diantaranya adalah bahwa SITP tidak dapat diterapkan untuk surat yang bersifat rahasia, karena hanya personil tertentu saja yang dapat membacanya. Kelemahan lain adalah produk SITP hanya berupa salinan surat yang tidak memiliki nilai otentisitas, sehingga tidak bisa dijadikan alat pertanggung jawaban yang sah secara hukum. Makalah ini membahas tentang keunggulan dan kelemahan SITP dalam melakukan proses administrasi tata persuratan. Lingkup penulisan dibatasi pada administrasi persuratan yang ditangani Subbagian PKDI-PRSG. Dari hasil pengamatan pengelolaan persuratan di PRSG disimpulkan bahwa SITP meskipun masih mempunyai beberapa kelemahan patut diapresiasi sebagai langkah maju dalam hal tata persuratan. Penggalian kemampuan yang dimiliki SITP perlu dilanjutkan terus menerus demi tercapai sistem pengelolaan surat yang efektif dan professional.Kata Kunci : Administrasi, Persuratan, informasi Several aspects deemed as driving force of development of a computer-based applications technology information (SITP) are duration of administration process for incoming / outgoing mail recording, difficulty to retrieve a mail when needed, scattering causing a letter lost then data lost and slowness information obtained . Currently the Center for Multi Purpose Reactor GA Siwabessy PRSG) applies SITP as a tool to manage on mailing procedures. Despite having several advantages, SITP still have some weakness such as that SITP can not be applied to a confidential letter and only limited people having authority to read it. Another weakness is that SITP product constitute as a copy of a letter having no legal value. This paper discusses their advantages and disadvantages of SITP to manage on administration process of mailing procedures.. Scope of this paper is limited to mailing procedures handled by PKDI Subdivision of the PRSG. From day to day observation of handling mailing procedures at the PRSG it the can be concluded that the SITP although it still has some weaknesses it should be appreciated as a step forward in terms of governance correspondence. Searching its capabilities should be proceed continuously in order to achieve an effective and professional on mailing manageme.Key Words : Administration, mailing, Information

EVALUASI GANGGUAN SCRAM PADA PENGOPERASIAN REAKTOR SERBA GUNA GA SIWABESSY KURUN WAKTU 2009 - 2014 Sriawan Sriawan
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.2014.11.1.1369

Gangguan scram yang terjadi pada pengoperasian reaktor nuklir akan mengganggu kelancaran operasi reaktor. Ketika reaktor sedang dimanfaatkan untuk mengiradiasi sampel atau untuk melaksanakan penelitian dan tiba-tiba reaktor scram, proses iradiasi dan proses penelitian akan terganggu yang selanjutnya akan mempengaruhi hasil. Makalah ini mengevaluasi gangguan scram yang terjadi pada pengoperasian reaktor serba guna GA SIwabessy (RSG-GAS) pada kurun waktu 2009 – 2014. Evaluasi dilakukan dengan mengumpulkan dan mengidentifikasi data gangguan scram kemudian menginvestigasi dan mengevaluasi penyebabnya. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa telah terjadi gangguan scram sebanyak delapan puluh delapan kali terdiri dari 34 kasus terputusnya pasokan listrik PT PLN, 9 kasus penanganan yang salah oleh operator, dan 45 kasus yang lain terkait dengan kegagalan komponen sistem proteksi reaktor. Dapat disimpulkan bahwa kerusakan dengan frekuensi paling banyak berasal dari kegagalan komponen sistem proteksi reaktor. Diperlukan pengkajian lanjut berkaitan dengan keandalan SPR agar pengoperasian reaktor dapat dilaksanakan dengan lancar dengan jumlah gangguan minimal bahkan pengoperasian tanpa gangguan.ABSTRACT EVALUATION ON SCRAM DISTURBANCES AT THE GA SIWABESSY MULTI PURPOSE REACTOR OPERATION. Scram occurred during reactor operation will disturb the operation of the reactor. In the course of sample irradiation or research processes an advertently scram will develop instability and shortcoming causing poor result of irradiated sample. This paper is aim to evaluate scram disturbances during the GA Siwabessy reactor operation for a time frame of year 2009 – 2014. The evaluation is carried out by compiling data disturbances followed by investigating and evaluating their causes. From the evaluation result it is known that reactor scram occurred within above period are 88 times including scram due PLN electrical power supply failed of 34 times, scram due component failure of 45 times and scram due human error of 9 times. Then it can be concluded that components failure considered as main disturbances. Assessment components reliability is a must. While disturbances of PLN electrical power supply and disturbance of human error should be avoid by continuously improving human knowledge and experience

EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN Iman Kuntoro, APU
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.2014.11.1.1316

Reaktor Serba Guna RSG GAS sudah memasuki usia ke 26 tahun sejak bulan Agustus 2012 yang lalu. Untuk itu perlu dilakukan evaluasi keselamatan dari segala aspek pengoperasian reaktor agar dapat memberikan data yang cukup bagi para pengambil keputusan sebagai bahan pertimbangan untuk meletakkan kebijakan rencana pengoperasian di masa datang terutama dalam rangka menjamin keamanan dan keselamatan operasi selanjutnya sampai batas usianya sekaligus untuk memenuhi ketentuan dalam Peraturan Kepala BAPETEN N0. 2/Tahun 2011, yang mewajibkan Pengusaha Instalasi melakukan verifikasi keselamatan reaktor paling sedikit dalam tiap kurun waktu 5 tahun. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kinerja sistem keselamatan reaktor RSG-GAS yang meliputi aspek nuklir, thermohidraulik dan radiasi, selama reaktor 25 tahun beroperasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengumpulkan semua data pengoperasian reaktor selama 25 tahun dan kemudian dibandingkan dengan batasan dan ketentuan keselamatan operasi reaktor. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa reaktor beroperasi dengan aman. Pada saat operasi normal, parameter keselamatan berharga dibawah batas keselamatan operasi. Pada saat terjadi kegagalan dan gangguan operasi, sistem proteksi raktor berfungsi baik dengan memadamkan reaktor.Sejumlah 27 kejadian operasi telah terjadi selama kurun waktu 25 tahun tergolong dalam skala 1 (anomali) dan nol (deviasi) dari skala INES yang tidak menimbulkan dampak radiologis.ABSTRACKEvaluation on the Performance of Safety Systems of the RSG-GAS Reactor During 25 Years Operation. The RSG GAS reactor in Serpong was stepping the age of 26 years since August 2012. It is of necessary to evaluate the safety of all operational aspects in order to provide adequate data for the decision maker to plan the next operation program especially to guarantee the safe operation until the end of its designed age, and to respon the Regulation of BAPETEN N0. 2/2011, by which request a self safety verification by licensee at least once every 5 years. The aim of the research is to know the performance of safety syatems of the RSG GAS reactor comprising nuclear, thermalhydraulics and radiation aspects, during its 25 years operation. Evaluation was done by collecting all operation data in periode of 25 years and then compared to the safety limits and conditions of reactor operation. The results showed that during the periode the reactor was operated in a safe manner. During normal operations all safety parameters show the values lower than the safety limits. While during incidents or disturbances conditions, the reactor protection system always took actions to shut the reactor down. A number of 27 incidents have taken place but in scale 1 (anomaly) and nol (deviation) of the INES Scale which means no radiological impacts occcured.

PEMASANGAN DAN PEMROGRAMAN SISTEM KOMUNIKASI TELEPON PABX TYPE KX-TDA100D DI RSG-GAS Heri Suherkiman
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.2012.9.2.304

ABSTRACT INSTALLATION AND PROGRAMMING OF TELEPHONE COMMUNICATION SYSTEMS USING PABX PANASONIC KX-TDA100D AT THE RSG-GAS. Installation and programming of PABX Panasonic KX-TDA100D telephone communication system have been done at the RSG-GAS. It is aimed to replace the old PABX KX-T33600b type. This old type PABX equipped by special programming tool is not marketable anymore. Results of PABX Panasonic KX-TDA100D installation and programming, show that the new PABX has been functioned properly as a communication tool at the RSG-GAS Keywords: PABX, Installation, Programming PEMASANGAN DAN PEMROGRAMAN SISTEM KOMUNIKASI TELEPON PABX TYPE KX-TDA100D DI RSG-GAS. Telah dilakukan pemasangan dan pemrograman PABX KX-TDA100D RSG-GAS untuk menggantikan PABX lama. Sebelumnya Reaktor RSG-GAS memiliki PABX dengan tipe KX-T336200b. Tipe PABX ini merupakan tipe lama yang memiliki alat pemrograman (console) khusus. Dipasaran, ketersediaan komponen, modul dan console khusus PABX tersebut sudah susah didapatkan. Hasil pemasangan dan pemrograman PABX KX-TDA100D menunjukan bahwa PABX baru ini sudah dapat berfungsi dengan baik sebagai alat komunikasi di RSG-GAS. Kata Kunci: PABX, pemasangan, pemrograman

ANALISIS KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 15 MW Jaja Sukmana; Jonnie Albert Korua; Sinisius Suwarto
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.2010.7.2.1542

ANALISIS KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 15 MW. Telah dilakukan analisis kuantitatif source-term RSG-GAS yang berbahan bakar U3Si2-Al pada daya 15 WM. Analisis ini perlu dilakukan untuk membuktikan bahwa persyaratan proteksi radiasi yaitu dicapainya ALARA tetap terjaga dan dijamin selama reaktor dioperasikan. Analisis dilakukan dengan mendata komponen penyusun teras reaktor dan menghitung produk fisi, produk aktivasi dan aktinida yang timbul selama reaktor dioperasikan. Dari hasil perhitungan radioaktivitas diperoleh radionuklida hasil fisi Uranium diantaranya adalah Sr-89, Sr-90, Y-91, Nb-97, Xe-133, I-133, Cs-137, Cs-138, Pr-145, dan Ce-144. Parameter yang digunakan untuk perhitungan adalah daya thermal reaktor P, yield yi, lama operasi t, dan waktu paro T1/2. Dari analisis menunjukkan bahwa source-term beraktivitas besar ditimbulkan karena lama operasi dan waktu paro radionuklidanya. Sistem keselamatan nuklir yang berkaitan dengan keselamatan instalasi, proteksi radiasi, dan keselamatan reaktor telah diterapkan pada fasilitas RSG-GAS sehingga tidak pernah terindikasi adanya source-term lepas ke lingkungan.

PERHITUNGAN KEANDALAN PENGGABUNGAN JALUR DISTRIBUSI SISTEM KELISTRIKAN RSG-GAS Yan Bony Marsahala
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.2014.11.1.1346

Pada sistem kelistrikan RSG-GAS, jalur distribusi dipasok dari tiga panel distribusi primer, yaitu: busbar BHA, busbar BHB, dan busbar BHC yang bekerja sendiri-sendiri. Ketiga busbar tersebut disuplai oleh hanya satu sumber catu daya PLN melalui jalur tunggal. Tiap busbar memasok beban redundan. Secara prosedural, bila terjadi kegagalan pada salah satu dari ketiga busbar, akan mengakibatkan gagalnya operasi reaktor. Kelemahan ini dapat diselesaikan dengan melakukan modifikasi pada konfigurasi busbar yaitu dengan cara mengabungkan ketiganya menggunakan kabel daya sedemikian sehingga panel distribusi primer tersebut akan berubah sifatnya menjadi “three in one” yang saling melengkapi. Perubahan tersebut akan menjadi konfigurasi baru dengan tingkat keandalan yang berbeda dibandingkan dengan konfigurasi busbar terpasang. Makalah ini akan menghitung tingkat keandalan konfigurasi busbar terpasang dan konfigurasi busbar hasil modifikasi. Perhitungan dengan rumus-rumus keandalan dan menggunakan parameter laju kegagalan peralatan listrik yang mendukung konfigurasi busbar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa, keandalan panel distribusi primer terpasang adalah 0.9728807076, dan keandalan panel distribusi hasil modifikasi adalah 0.9996537791. Dengan kata lain terjadi peningkatan keandalan panel distribusi primer sebesar 2.75%.ABSTRACT CALCULATION ON RELIABILITY OF COMBINING THE DISTRIBUTION LINE OF THE MULTI PURPOSE REACTOR G.A.SIWABESSY ELECTRICAL SYSTEMS. In the RSG-GAS electrical systems, distribution lines was supplied from three primary distribution panel, they are busbar BHA, busbar BHB, and busbar BHC that are working independently. All three busbar are supplied by only one source of power supply through a single PLN. Each busbar supplies the redundant load. By procedure it is recoqnized that failure one of the three busbar causing failure of the reactor operation. This weakness can be resolved by modifying the busbar configuration that is by combining them using the power cable so that the primary distribution panel will change its nature be “three in one " complementary. Such changes will be a new configuration with different levels of reliability than that of the present busbar configuration. This paper calculates the reliability of both busbar configurations installed and modified busbar configuration. Calculation was carried out using reliability formulas and the electrical equipment failure rate parameters that support the busbar configuration. By calculation result gives that the reliability of the primary distribution panel installed is 0.9728807076, and reliability of the modified distribution panel is 0.9996537791. In other words there are increases in the reliability of the primary distribution panel by 2.75 %.

UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS Nugraha Luhur; Kadarusmanto Kadarusmanto; Subiharto Subiharto
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.2013.10.1.691

Telah dilakukan uji banding sistem spektrometer gamma dengan metodepengukuran aktivitas sumber Europium-152 (Eu-152). Spektrometer gamma di Pusat ReaktorSerba Guna (PRSG) berfungsi untuk melakukan analisis unsur radioaktif yang diperlukan danterkait dengan data-data keselamatan radiasi. Data-data keselamatan tersebut antara lain dataanalisis unsur radioaktif pada air pendingin primer, limbah cair, resin dan filter-filter sampel.Untuk mengetahui ketelitian dan kecermatan pengukuran menggunakan spektrometer gammamaka dilakukan uji banding. Uji banding dilakukan dengan mengukur sumber Eu-152 dan hasilpengukuran dibandingkan dengan hasil sertifikasi pengukuran aktivitas sumber yang dilakukan oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR). Dengan ujibanding tersebut dapat diketahui keandalan sistem spektrometer sehingga dapat dipergunakansebagai dasar evaluasi terhadap pelaksanaan pengukuran dan analisis. Berdasarkan data hasiluji banding, sistem spektrometer di laboratorium spektrometri gamma PRSG masihmempunyai ketelitian yang baik. Diperoleh hasil pengukuran aktivitas sumber Eu-152 sebesar34.614,88 ± 231,96 Bq dengan perbedaan sebesar 0.93 % dibandingkan dengan hasilpengukuran dari laboratorium standarisasi sumber standar PTKMR sebesar 34.936,80 ± 243,56Bq.AbstractTHE COMPARISON TEST OF GAMMA SPECTROMETER USING ANALYSISMETHOD OF Eu-152 SOURCE. The comparison test of gamma spectrometer system bymeasuring activity of Europium-152 ( Eu-152) source has been done. The function of gammaspectrometer at Center for Multipurpose Research Reactor (PRSG) is to analysis ofradioactive nuclide required and related to radiation safety data. Those safety data are data ofradioactive elements in primary cooling water system, liquid waste, resin and sample filters.The comparison test is done to know accuracy and correctness of gamma spectrometermeasurement at which conducted by measuring Eu-152 source and the result is then comparedto the certification result activity source measurement implemented by the Center for SafetyTechnology and Radiation Metrology (PTKMR). The comparison test will show the reliabilityof spectrometer system and it can be used as reference to do measurement and to do analysis.Based on data of comparison test result it can be concluded that spectrometer system at thegamma spectrometry laboratory PRSG is still having good accuracy. The achieved result ofmeasuring activity on Eu-152 source is 34614,88 ± 231,96 Bq with 0.93 % deviation comparedto the measuring result from standardization laboratory of standard source PTKMR of34.936,80 ± 243,56 Bq .

KAJIAN PENYEBAB KERUSAKAN MOTOR KATUP PADA SISTEM VENTILASI DI REAKTOR RSG-GAS . Kiswanto; Adin Sudirman
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.2012.9.2.286

ABSTRACT ASSESSMENT OF A VALVE MOTOR FAILURE AT THE GA SIWABESSY REACTOR VENTILATIONSYSTEM. It has already been done an assessment of valve motor failure at the ventilation system of RSG-GAS. Method of the assessment used are measurement and calculation of unbalanced motor voltage and motor current. Result of the measurement of imfedance resistance between two phasa wires are U1-V1 = ∞ Ω ; V1-W1 = 273,5 Ω and U1 - W1 = ∞ Ω. Resistance of cable insulation are U-G = 1050 MΩ; V-G = 950 MΩ; W-G = 1000 MΩ and N-G = 1000 MΩ. Meanwhile, calculation of unbalanced voltage between two-phase of wires is 0,516% and motor current is 1,31 A. It can concluded that cause of motor valve failure was not unbalance of voltage and current of the valve motor but it was caused by an increase of current at coil of motor valve from normal condition of 0,35 A to 1,31 A. This situation causing resistance of coil insulation receive exceeding heat more than its limiting value. Keyword : Motor valve. ventilation system KAJIAN PENYEBAB KERUSAKAN MOTOR KATUP PADA SISTEM VENTILASI DI REAKTOR RSG-GAS. Telah dilakukan kajian penyebab kerusakan motor katup pada sistem ventilasi RSG-GAS. Metoda kajian adalah dengan cara megukur dan menghitung ketidak seimbangan tegangan motor dan arus motor. Diperoleh hasil pengukuran tahanan impendansi pada kawat antar phasa U1-V1 = ∞Ω; V1-W1 = 273,5 Ω dan U1 - W1 = ∞ Ω, tahanan isolasi kabel antara phasa ke ground, diperoleh sebesar U-G = 1050 MΩ; V-G = 950 MΩ, W-G = 1000 MΩ dan N-G = 1000 MΩ. Sedangkan hasil perhitungan ketidakseimbangan tegangan antar phasa motor adalah 0.516 % dan arus motor 1.31 A. Dapat disimpulkan bahwa penyebab kerusakan motor bukan berasal dari ketidak seimbangan karena nilai persentase perhitungasn masih di bawah 1% dari nilai yang direkomendasikan oleh NEMA. Penyebab kerusakan katup adalah adanya kenaikan arus pada kumparan motor katup dari kondisi normal 0,35 A menjadi 1.31 A, mengakibatkan tahanan isolasi kumparan tidak mampu menerima panas yang berlebih sehingga menyebabkan motor katup rusak (terjadi hubungan singkat). Kata kunci: Motor katup, Sistem ventilasi

EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI Djunaidi -; Aep Saepudin Catur; Syafrul -
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.2010.7.2.1538

EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI. Alat penukar panas merupakan alat utama yang perlu dijaga kinerjanya, agar pengoperasian reaktor dapat dipertahankan keselamatannya. Salah satu tindakan yang diperlukan adalah melakukan inspeksi ke bagian dalam alat penukar panas untuk mengetahui tingkat pengotor yang mengendap dibagian dalam pipa. Koefisien perpindahan panas global (Ug) merupaka program tasiran unjuk kerja dari alat penukar panas tersebut. Tulisan ini merupakan hasil kegiatan terhadap unjuk kerja alat penukar panas pasca inspeksi tahun 2006. Dengan mengamati suhu keluar dan masuk sistem primer dan sekunder dapat dihitung & diketahui harga terendah Ug selama pengamatan yakni 68,227 k cal/men m2 oK. Harga ini terbukti masih diatas harga keselamatan sebesar 41,092 k cal/ men m2 oK. Dapat disimpulkan bahwa kinerja alat penukar panas BC 02 masih bagus dan melum perlu dilakukan inspeksi ulang.

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