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
 7   8   9   10   11 
PROBLEMATIKA UNREPORTED PU PRODUCTION DI DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RISET DITINJAU DARI SISI SEIFGARD Endang Susilowati
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.2013.10.1.699

Abstract

Isu unreported Pu production muncul dalam kaitannya dengan kajian jalur penyimpangan di dalam fasilitas nuklir yang berpotensi dimanfaatkan oleh operator untuk memproduksi bahan nuklir secara ilegal. Reaktor riset dengan daya sama atau lebih dari 25 Mwatt termal dipertimbangkan mampu memproduksi sejumlah berarti, 8 kg untuk isotop plutonium dalam rentang waktu 1 tahun. Dari sisi seifgard bahan nuklir, fenomena ini perlu dicermati dan ditangkal jangan sampai terjadi karena plutonium adalah salah satu bahan dasar senjata nuklir. Skenario unreported Pu production dilaksanakan dengan melakukan iradiasi pada sejumlah target uranium alam di dalam/ di sekeliling teras reaktor. Makalah ini membahas tentang problematika unreported Pu production didalam pengoperasian reaktor riset, meliputi strategi penyimpangan yang mungkin dilakukan operator, possible indicator yang muncul serta tindakan seifgard untuk menangkalnya. Dari hasil pembahasan dapat disimpulkan bahwa pengoperasian reaktor riset berpeluang disalahgunakan untuk produksi Pu. Yang pertama karena reaktor riset dioperasikan secara discrete dan yang kedua karena adanya posisi iradiasi didalam teras reaktor yang yang dapat digunakan untuk mengiradiasitarget bahan fertil. Possible indicator yang muncul atau terpantau perlu segera ditindak lanjuti.Begitu juga tambahan peralatan baru berupa monitor daya seperti ATPM, perlu dipasang pada sistem primer reaktor untuk secara independen memperoleh data sumber secara akurat agar ada/tidaknya kegiatan produksi Pu secara ilegal dapat segera ditindak lanjuti. Kata kunci : reaktor riset; seifgard; plutonium Issue of unreported production of plutonium appear on the assessment of possible proliferation path ways occur at a nuclear facilities in which facility operator may utilize this path ways to illegally produce nuclear material. A research reactor with 25 MWatt thermal power output or more is considered to be able to produce 1 significant quantity of 8kgs during 1 year reactor operation. From safeguards point of view, this phenomena needs attention and deterrence due plutonium hazardous as nuclear base weapon. Fertile target 238U is irradiated into reactor core or irradiated at the pheriphery of reactor core. Quantities of irradiated targets depending on the availability of irradiation position at the reactor core or at the periphery of the reactor core without abusing
HOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION Waringin Margi Yusmaman, S.ST, M. Si; Mohamad Sukron Fajrin Husein; Denia Karlina Utami Putri; Kesi Indriana
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6001

Abstract

HOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION. Radiometalurgy Installation (RMI) is one of Non-Reactor Nuclear Installation where post-irradiation examination (PIE) take place, which give gamma radiation ranged from one µSv/h to the order of mSv/h. The PIE activity produce high-activity radioactive waste as a by-product that stored temporarily in RMI Building. The temporary solid radioactive waste storage room is equipped with in situ gamma area monitor (GAM) as a mean of external radiation protection for radioactive waste operator. This research is conducted to understand the characteristic of GAM Detector and evaluate the positioning of detector, the design of detector holder, and the threshold setting of radiation detection alarm in The temporary solid radioactive waste storage room. The research is conducted by measuring a standard radiation source Cs-137 with the activity of 1 µCi using GAM Detector with variation of position in 4 point, which are in the middle-front of detector, the front-side of the detector vessel, the middle of detector vessel, and back-end of detector vessel, along with variation of source to detector distance, which are 0 cm, 10 cm, 20 cm, 30 cm, 40 cm, and 50 cm. The measurement done in the middle-front of the detector give the highest dose of gamma radiation measured which are 5.63, 4.20, 0.58, 0.28 μSv/h. The result of gamma radiation dose measurement by the detector shows that the closer the source to middle-front part of the detector the higher the radiation measured. The holder design of the gamma radiation detector used in the current GAM device provides information on the gamma radiation dose rate of 74.26% of the actual dose rate. The detector holder currently positioned the middle-front side of the detector upwards therefore the design of detector holder needs to be modified in order for the detector to measure the dose more effectively and give the true number of dose measured
MEKANISME KERJA MESIN SHREDDER DAN ANALISIS KEGAGALAN PADA OPERASI PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT MATERIAL TERKONTAMINASI ajrieh setyawan; Hendro Hendro; Purwanta Purwanta
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021)
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6301

Abstract

MEKANISME KERJA MESIN SHREDDER DAN ANALISIS KEGAGALAN PADA OPERASI PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT MATERIAL TERKONTAMINASI. Mesin Shredder adalah mesin pencacah atau penghancur, dalam penerapannya di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) mesin shredder digunakan untuk mencacah limbah radioaktif padat material terkontaminasi yang memiliki dimensi besar. Limbah radioaktif padat seperti jerigen, drum High-density polyethylene (HDPE), drum korosi dan lainnya. Tujuan akhir dari kegiatan ini adalah untuk memberikan informasi terkait alat shredder dan mengetahui hubungan antara mekanisme kerja proses pengoperasi mesin shredder, serta analisis kegagalan dalam proses pengolahan limbah radioaktif padat material terkontaminasi. Metode yang digunakan meliputi pengoperasi alat, pengamatan dan analisis kegagalan operasi alat. Hasil kegiatan diperoleh bahwa kapasitas produksi operasi mesin shredder sebesar 288 kg/jam untuk material Drum HDPE. Untuk menjaga agar operasi mesin dapat berjalan dengan baik diperlukan perawatan secara berkala. Analisis kegagalan dalam proses operasi alat shredder dipengaruhi oleh : operator, sistem operasi mesin, metode operasi, dan material bahan yang diolah. 
PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS Susanto - Susanto; Sukarno - Sigit; Suparjo - Suparjo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.5979

Abstract

PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS. Koefisien reaktivitas daya adalah parameter neutronik yang sangat penting untuk keselamatan operasi reaktor. Koefisien reaktivitas daya merupakan kombinasi dari koefisien reaktivitas doppler, moderator dan void. Koefisien reaktivitas daya didesain bernilai negative. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menghitung koefisien reaktivitas daya reaktor RSG-GAS melalui experiment penaikan daya.  Koefisien reaktivitas daya ditentukan dengan menaikkan daya dari 1 – 15 MW secara bertahap dengan posisi batang kendali bank  tetap dan batang kendali pengatur berubah.  Perubahan reaktivitas ditentukan sesuai dengan posisi batang kendali pengatur.  Dari hasil perhitungan diketahui koefisien reaktivitas daya rata-rata sebesar -1.028 sen/MW dan akan semakin negative mengikuti kenaikan daya. Hal ini terjadi karena kenaikan daya reaktor akan meningkatkan temperatur bahan bakar  yang  mengakibatkan terjadinya efek doppler. Efek doppler menyebabkan terjadinya pelebaran puncak neutron resonansi yang akan meningkatkan serapan neutron oleh U-238. Hal ini mengakibatkan berkurangnya jumlah neutron termal yang diserap oleh U-235 Sehingga Keff menjadi berkurang dan reaktifitas akan menurun (negative). Selain itu peningkatan temperature moderator akibat naiknya temperatur bahan bakar akan mengakibat menurunnya daya moderasi pendingin reaktor. Dengan nilai koefisien reaktivitas daya yang negative dan semakin negative mengikuti kenaikan daya maka reaktor dapat dioperasikan dengan selamat dan stabil. Kata Kunci : reaktivitas,  daya, batang kendali pengatur.
ANALISA PENYEBAB TERJADINYA VIBRASI POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER PA-02 AP001 Pranto Busono
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021)
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6276

Abstract

ABSTRAKANALISA PENYEBAB TERJADINYA VIBRASI POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER PA-02 AP001. Pompa pendingin PA-02 AP001 telah dilakukan perawatan rutin berupa perawatan bulanan, perawatan 3 bulanan dan perawatan tahunan. Beberapa kegiatan yang dilakukan pada perawatan antara lain: pengukuran suhu, pengukuran vibrasi, pengecekan level oli, uji coba pompa, penggantian oli dan alignment. Meskipun telah dilakukan perawatan rutin, pompa pendingin sekunder PA-02 AP001 mengalami vibrasi yang cukup besar yang terjadi pada hari Sabtu tanggal 9 Januari 2021. Adanya vibrasi pada pompa PA-02 AP001 tersebut maka perlu dilakukan analisa untuk mengetahui penyebabnya penanganannya selanjutnya. Tindaklanjut yang telah dilakukan berupa pengukuran vibrasi, alignment dan penggantian karet kopling. Setelah penggantian karet kopling, maka telah dilakukan pengukuran vibrasi dan pengukuran kesegarisan poros. Hasil yang diperoleh ternyata tidak terjadi perubahan yang signifikan pada hasil pengukuran vibrasi dan kesegarisan. Dengan hasil tersebut, maka terjadinya anomali getaran pada motor PA-02 AP001 bukan disebabkan oleh faktor unbalance, misalignment, dan kerusakan pada bearing. Kemungkinan terbesar adalah adanya mechanical looseness, yaitu vibrasi yang disebabkan oleh kondisi baseplate. Untuk membuktikan hal ini maka perlu dilakukan pengujian selanjutnya, yaitu pengujian motor secara solo run pada rangka lain. 
PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT Suhartono Suhartono; Nazly Kurniawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6035

Abstract

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT. Pada kondisi kecelakaan yang dipostulasikan yaitu kecelakaan melebihi batas desain dengan 5 elemen bahan bakar meleleh akan mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong reaktor yang menyebabkan RSG-GAS dalam keadaan kedaruratan nuklir. Dalam kondisi kedaruratan nuklir diperlukan tindakan segera mungkin untuk menghindari ekskalasi yang lebih besar terhadap dampak radiasi internal pada personil disekitar RSG-GAS. Pada program kesiapsiagaan nuklir RSG-GAS telah disiapkan code untuk perhitungan radioaktivitas udara yang lepas ke lingkungan melalui cerobong. Pada tulisan ini dilakukkan perhitungan radioaktivitas I-131 di udara yang lepas kelingkungan melalai cerobong dengan program code Hotspot. Pada perhitungan ini fokus pada I-131 dikarenakan dapat memberikan dampak negative pada personil yang menerima dosis melebihi batas. Selain itu nuklida I-131 di udara yang dominan lebih cepat terlepas ke lingkungan.  Perhitungan radioaktivitas udara untuk nuklida I-131 dilakukan dengan menggunakan source term nilai aktivitas nuklida I-131 dengan variasi kecepatan udara 1 m/detik sampai dengan 5 m/detik. Variasi kecepatan angin diambil berdasarkan kondisi meteorologi dan klimatologi disekitar reaktor. Kecepatan angin 1 m/detik jarak 15 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,30E-02 Bq/cm3 , kecepatan angin 2 m/detik jarak 25 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,60E-2 Bq/cm3 , kecepatan angin 3 m/detik jarak 35 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,30E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 4 m/detik jarak 45 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,60E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 5 m/detik jarak 50 Km radioaktivitas nuklida I-131 5,40E-2 Bq/cm3. Kata kunci : Radioaktivitas Iodine-131, Software Hotspot, Kedaruratan nuklir
PERHITUNGAN PRODUKSI 177Lu BERDASARKAN VARIASI WAKTU IRADIASI DI REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN 2.1 Dewi Nur Riskiana; Mukhtar Effendi; Ariyawan Sunardi; Mochamad Imron; Abdul Aziz Rohman Hakim
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021)
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6281

Abstract

Telah dilakukan perhitungan radioaktivitas 177Lu (Lutetium-177) dengan variasi waktu iradiasi di Reaktor RSG-GAS. 177Lu merupakan radioisotop golongan lantanida yang sekarang banyak digunakan sebagai agen radioterapi kanker. Perhitungan ini menggunakan paket program ORIGEN 2.1 dengan memasukkan data inputan seperti fluks neutron (1 x 104 n/m2 s), massa lutetium oksida (3 miligram) dan lama iradiasi (4 hari,8 hari, dan 12 hari). Dalam penentuan massa lutetium dibedakan menjadi dua komponen yaitu massa 176Lu dan 175Lu yang berturut-turut sebesar 2 miligram dan 0,6 miligram. Perhitungan tersebut menghasilkan radioaktivitas produksi 177Lu tertinggi sebesar 30,939 GBq pada 12 hari iradiasi. Sedangkan, radioaktivitas produksi 177Lu terendah sebesar 15,939 GBq pada 4 hari iradiasi. Dari hasil tersebut, radioaktivitas produksi 177Lu dengan lama iradiasi mempunyai hubungan lininer. Kemudian radioaktivitas produksi 177Lu untuk melebihi 20 GBq dapat dimulai dari 8 hari iradiasi. Adapun radioaktivitas peluruhan 177Lu dengan waktu peluruhannya memiliki hubungan yang berbanding terbalik.
PERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS Sunarko Sunarko Sunarko; Hanafi Ali
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6033

Abstract

PERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS.  Algoritma merupakan urutan langkah-langkah kegiatan atau proses dalam suatu sistem. Perancangan Algoritma ini akan dipergunakan untuk menentukan langkah pada sistem otomatisasi rabbit pneumatik. Algoritma ini merupakan alur pemikiran dalam merancang perangkat lunak pada  sistem otomatisasi pengirim kapsul penumatic rabbit yang sedang dikembangkan oleh PRSG. Tujuan dari tulisan ini adalah merancang Algoritma untuk menentukan pembuatan perangkat lunak sehingga sistem dapat beroperasi secara otomatis. Langkah awal otomatisasi dimulai dengan pengaturan waktu iradiasi, kemudian tekan tombol iradiasi. Ketika waktu iradiasi telah diisi dan tombol iradiasi ditekan maka solenoid valve terbuka dan suplai udara bertekanan akan medorong kapsul. Dalam perjalanannya kapsul setelah melewati sensor CG 002, maka media pendorong akan berganti ke gas Nitrogen yang akan bersirkulasi selama iradiasi berlangsung. Kapsul juga akan melewati sensor CG 001 untuk mengaktifkan waktu iradiasi setelah 1 detik. Proses iradiasi akan berlangsung sesuai dengan pengaturan waktu iradiasi, dan apabila waktu iradiasi selesai maka kapsul akan kembali secara otomatis menuju ke counter station di ruang Laboratorium AAN untuk dilakukan akusisi data. Dari counter station kapsul dapat dikirim kembali ke posisi iradiasi/re-iradiasi atau dikenal dengan sistem ping-pong. Jika re-iradiasi tidak diperlukan kapsul dapat dikirimkan menuju ke waste station untuk disimpan sebagai limbah. Perancangan algoritma akan digunakan sebagai dasar dalam pembuatan perangkat lunak, walaupun dalam prakteknya akan banyak modifikasi dan sangat dinamis sesuai dengan permintaan user.
PERAN KESELAMATAN DNA DALAM BUDAYA KESELAMATAN KEBERLANJUTAN UNTUK MENGURANGI KECELAKAAN DI DAERAH KERJA Edison Sihombing
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir VOL 18, NO 1 (2021)
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2021.18.1.6296

Abstract

PERAN KESELAMATAN DNA DALAM BUDAYA KESELAMATAN KEBERLANJUTAN UNTUK MENGURANGI  KECELAKAAN DI DAERAH KERJAEdison Sihombing, Jaja Sukmana, Dicky Tri Jatmiko, Nazly Kurniawan                                        Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN                              Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang Selatan- BANTEN                                                        edison@batan.go.idABSTRAK  PERAN KESELAMATAN DNA DALAM BUDAYA KESELAMATAN BERKELANJUTAN UNTUK MENGURANGI KECELAKAAN DI DAERAH KERJA.  Faktor keselamatan kerja di Perusahaan sangat terkait dengan kinerja karyawan. Pelaksanaan Keselamatan dan Kesehatan Kerja (K3) merupakan salah satu upaya dalam menciptakan tempat kerja yang aman, sehat, dan bebas dari pencemaran lingkungan untuk mengurangi dan atau bebas dari kecelakaan kerja. Upaya untuk mencegah, mengurangi, dan mengendalikan bahaya di tempat kerja perlu dilakukan secara berkesinambungan berupa unsafe behaviour yang berasal dari sifat bawaan seseorang dalam membentuk sikap dan perilaku selamat, yaitu keselamatan DNA. Tujuan penyajian makalah ini adalah mendeskripsikan alur peran dan fungsi keselamatan DNA dalam membangun organisasi budaya keselamatan yang lebih efektif. Dalam penulisan makalah ini dilakukan suatu tahapan metode ilmiah agar dapat dilaksanakan sesuai dengan yang diharapkan. Adapun penelitian akan menitik beratkan pada peran Keselamatan DNA pada aspek sistem manajemen keselamatan dan budaya keselamatan secara holistik Keselamatan DNA adalah proses peningkatan pengetahuan tentang keselamatan yang akan membangun karakter individu dalam pelaksanaan BBS dalam penerapan budaya keselamatan. Karakteristik Safety Leadership dalam budaya keselamatan akan mendorong perubahan budaya keselamatan yang signifikan pada individu di semua fase penguatan budaya keselamatan organisiasi, tanpa melihat apakah organisasi sudah lama atau baru. Keselamatan DNA dapat dikategorikan sebagai katalis yang kuat untuk meningkatkan kinerja individu dan mendewasakan budaya keselamatan organisasi. Termasuk dengan komitmen enam cara untuk memastikan tempat kerja aman dan percepatan budaya keselamatan, yaitu menjadikan keselamatan sesuatu yang menyenangkan. Kata kunci: Safety DNA, Budaya Keselamatan, Kecelakaan Kerja ABSTRACTTHE ROLE OF DNA SAFETY IN SUSTAINABLE A SAFETY CULTURE TO REDUCE ACCIDENTS IN WORKING AREAS. The work safety factor in the Company is closely related to employee performance. The implementation of Occupational Safety and Health (OSH) is an effort to create a work place that is safe, healthy, and free from environmental pollution to reduce and / or be free from work accidents.  Efforts to prevent, reduce and control hazards in the workplace need to be carried out continuously in the form of unsafe behavior that comes from one's innate nature in shaping safe attitudes and behaviors, namely DNA safety. The purpose of presenting this paper is to describe the flow of the role of Safety & Task DNA in building a more effective safety culture organization. In writing this paper, a scientific method is carried out so that it can be implemented as expected. The research will focus on the role of DNA safety in the aspects of safety management systems and safety culture holistically. DNA safety is a process of increasing knowledge about safety that will build individual character in the implementation of BBS in the application of safety culture. The characteristics of Safety Leadership in safety culture will encourage significant safety culture changes in individuals at all phases of strengthening the organizational safety culture, regardless of whether the organization is old or new. DNA safety can be categorized as a powerful catalyst for enhancing individual performance and maturing an organization's safety culture. This includes a commitment to six ways to ensure a safe workplace and the acceleration of a safety culture, namely to make safety something fun. Keywords: Safety DNA, Safety Culture, Work Accidents
PENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI Zulfikar Elran Bhagaskara; Tri Nugroho Hadi Susanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.5994

Abstract

PENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI.Telah dibuat perangkat kendali jarak jauh sistem pendingin primer Reaktor Kartini. Perangkat ini dibuat untuk meningkatkan efisiensi waktu dan tenaga operator reaktor yang sebelumnya pengoperasian pompa pendingin primer dilakukan secara manual dengan berjalan dari ruang kendali utama berada di lantai 3 menuju panel kendali yang berada di lantai 1. Perangkat ini dibuat menggunakan komponen utama berupa programmable logic controller Siemens S7-1200. Pembuatan perangkat dilakukan dengan langkah-langkah berupa modifikasi wiring kendali sistem pendingin primer, pembuatan halaman web menggunakan kode Hypertext Markup Language sebagai user interface, seting komunikasi nirkabel antara Programmable Logic Controller dengan komputer di Ruang Kendali Utama menggunakan protokol Transmission Control Protocol/Internet Protocol, dan pengujian perangkat secara keseluruhan. Hasil pengujian menunjukkan bahwa pengembangan perangkat ini tidak mengganggu kinerja kendali lokal dari sistem pendingin primer yang sudah ada. Waktu yang dibutuhkan untuk sekali menghidupkan/mematikan sistem Primer juga berkurang dari rata-rata 1 menit menjadi 2 detik. Pengembangan perangkat ini memberikan kemudahan berupa usaha dan waktu yang digunakan operator untuk menghidupkan/ mematikan sistem primer menjadi lebih ringan dan singkat, dan kendali pengoperasian sistem pendingin primer menjadi terpusat di ruang kendali utama. Kata Kunci: Kendali jarak jauh, sistem pendingin primer, Reaktor Kartini, PLC.

Page 9 of 11 | Total Record : 108

 7   8   9   10   11 

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