Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir

sigma
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : - EISSN : - DOI : -

Core Subject : Science,

Computer Science & IT Energy

SIGMA EPSILON adalah majalah ilmiah yang menyajikan makalah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis penunjang riset lainnya yang dilaksanakan di Pusat Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) Badan Tenaga Nuklir Nasional.

Arjuna Subject : -

Articles 5 Documents

Search results for , issue "Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011" : 5 Documents clear

PENGGUNAAN DIFRAKSI NEUTRON UNTUK PENGUKURAN REGANGAN DI HAZ SUS 304 BIMETAL UNTUK PENDEKATAN KONSEP PEMILIHAN MATERIAL TEMPERATUR TINGGI Abdul Hafidz
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pada proses desain konseptual turbin gas temperatur tinggi menggunakan material temperatur tinggi. Olehkarena itu, penggunaan material nickel based banyak digunakan. Dalam proses fabrikasi, penyambungandengan las akan banyak ditemui juga dengan penggunaan dua atau lebih material yang berbeda sifat, misalnyaaustenitik dengan feritik. Setiap proses pengerjaan las senantiasa menyebabkan adanya regangan sisa. Seberapabesar nilai regangan yang terjadi dalam material perlu diketahui untuk penanganan lebih lanjut. Penggunaandifraksi neutron untuk pengukuran regangan di daerah HAZ dilakukan dengan mengambil salah satu sampelmaterial nickel based yaitu SUS 304. Hasil pengukuran yang diperoleh menunjukkan bahwa regangan sisayang terjadi pada daerah HAZ SUS 304 cukup besar, yaitu arah transversal 320 mikrometer kondisi tensile;arah normal 1080 mikrometer kondisi compress; dan arah aksial 200 mikrometer kondisi compress. Setelahbesar regangan sisa yang terdapat dalam material tersebut diketahui, proses perlakuan selanjutnya dapatdilakukan untuk mereduksi besar regangan tersebut.

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Muhammad Darwis Isnaini
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dilakukan suatu analisistransien terhadap teras silisida RSG-GAS akibat kehilangan aliran pendingin (LOFA). LOFA dapat terjadijika catu daya listrik pompa pendingin primer mati, maka laju alir pendingin berkurang. Pada saat laju alirpendingin berkurang 15% yang mengakibatkan sistem proteksi reaktor bekerja. Analisis dilakukan denganmenggunakan kode EUREKA-2/RR. Analisis ini ditekankan untuk mempelajari karakteristik keselamatantermohidrolika segera setelah reaktor scram dan setelah terjadi aliran balik akibat terbukanya katup sirkulasialam. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada kondisi LOFA, scram terjadi 3,05 detik setelah awalkecelakaan. Suhu maksimum meat bahan bakar, kelongsong dan suhu keluaran pendingin pada kanalterpanas masing-masing adalah 143,94oC, 139,85oC dan 77,67oC, serta DNBR minimum 1,26. Suhu meat,kelongsong dan pendingin akan berkurang, seiring dengan berkurangnya laju alir pendingin. Katup sirkulasialam membuka pada detik ke 68,2 setelah awal scram terjadi, dan terjadi perubahan aliran dari konveksipaksa ke konveksi alam. Perubahan ini menyebabkan suhu maksimum meat bahan bakar, kelongsong naikmasing-masing mencapai 131,42oC dan 131,10oC terjadi 72,10 detik setelah reaktor trip, sedangkan suhumaksimum pendingin keluar teras mencapai 78,7oC terjadi pada 70,7 detik setelah reaktor trip, DNBRminimum sebesar 1,65 pada detik ke-69,2. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa operasi teras silisidaRSG-GAS pada kondisi transien akibat kehilangan aliran pendingin masih selamat.

ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304 Alim Mardi; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pencegahan kerusakan fatik yang kerusakan tersebut terjadi secara tiba-tiba padakomponen penyusun reaktor nuklir yang berbahan SS 304 merupakan salah satu alasan perlunya estimasiumur fatik pada proses perancangan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui ketahanan fatik dan estimasiumur fatik komponen dengan tipe pembebanan rotating bending. Metoda yang digunakan adalah metodakurva S-N. Kurva S-N diperoleh dari hasil pengujian fatik tipe rotating bending dan kemudian dilakukanpendekatan pola kurva menggunakan persamaan Basquin. Dari pendekatan pola kurva didapat deviasimaksimum sebesar 14,8 % dari nilai kurva S-N hasil pengujian. Nilai deviasi ini dapat diterapkan sebagaibatas aman dalam menggunakan kurva S-N untuk penentuan estimasi umur fatik komponen berbahan SS304 dalam perhitungan perencanaan.

PENGUJIAN KEKUATAN MEKANIK PADA SUPPORT PERANGKAT SUMBER PEMANAS Dedy Haryanto; Histori Histori
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pengujian support perangkat sumber pemanas Bundel Uji Simulasi Eksperimen Temperatur Tinggimenggunakan software Catia versi 5 Release 19 perlu dilakukan untuk mengetahui kelayakan penyangga(support) dalam menanggung beban sehingga tidak mengalami kerusakan mekanik dan tidakmembahayakan ketika perangkat sumber pemanas dioperasikan. Data rancangan support dengan materialCarbon Steel AISI 1040 meliputi young’s modulus 210 GPa, density 7850 kg/m3 , yield strength 353,4MPa dan poisson ratio 0,3 serta besar beban yang mesti ditanggung oleh support sebesar 125 Newtonseberat perangkat sumber pemanas yang ditopang oleh setiap support digunakan sebagai data masukandalam pengujian dengan Catia versi 5 Release 19. Hasil yang didapatkan dari pengujian von mises stressterbesar adalah 5,5x105 N/m2 serta translational displacement terbesar adalah 0,000869 mm mengarahkeluar dialami oleh support perangkat sumber pemanas akibat dari pembebanan. Dengan mengacu daripengujian tersebut dapat dikatakan bahwa von mises stress dan translational displacement yang terjadipada support perangkat sumber pemanas tidak mengakibatkan kerusakan mekanik dan tidak memberikanefek yang membahayakan ketika fasilitas perangkat sumber pemanas dioperasikan karena von mises stressterbesar lebih kecil daripada yield strength dari bahan yang digunakan.

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Andi Sofrany Ekariansyah
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Kecelakaan Putusnya Jalur Uap Utama (Main Steam Line Break Accident) merupakansalah satu jenis Kecelakaan Basis Desain (DBA). Kecelakaan ini perlu dianalisis dan dievaluasi dalam desainuntuk menetapkan persyaratan kinerja struktur, sistem dan komponen reaktor. Pada umumnya, efek serius yangperlu diperhatikan dalam kecelakaan ini adalah kemungkinan terjadinya kondisi return to power dan high localpower peaking yang dapat merusak batang bahan bakar. Berbeda dengan kecelakaan DBA lain, seperti LOCAmisalnya, kecelakaan ini dapat terjadi di dalam pengungkung dan dapat pula terjadi di luar pengungkung.Terdapat sekuensi dan dampak yang berbeda dari kedua skenario kecelakaan tersebut terhadap reaktor.Makalah ini mengevaluasi hasil simulasi dan perhitungan kecelakaan ini dengan menggunakan RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Berdasarkan hasil evaluasi dapat diidentifikasi dan dibandingkan dampak-dampak kritisterhadap reaktor antara kejadian di dalam pengungkung dan di luar pengungkung.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

Filter by Year

2011 2011

Filter By Issues

All Issue Vol 25, No 2 (2021): November 2021 Vol 25, No 1 (2021): Mei 2021 Vol 24, No 2 (2020): November 2020 Vol 24, No 1 (2020): Mei 2020 Vol 23, No 2 (2019): November 2019 Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019 Vol 22, No 2 (2018): November 2018 Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018 Vol 21, No 2 (2017): November 2017 Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 20, No 2 (2016): November 2016 Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015 Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014 Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014 Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 17, No 4 (2013): November 2013 Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013 Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013 Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012 Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012 Vol 16, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011 Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011 Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 14, No 3 (2010): Agustus 2010 Vol 14, No 2 (2010): Mei 2010 Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010 Vol 13, No 4 (2009): November 2009 Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009 Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009 Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009 Vol 12, No 4 (2008): November 2008 Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008 Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008 Vol 12, No 1 (2008): Februari 2008 More Issue

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name -

Contact Email -

Phone -

Journal Mail Official -

Editorial Address -

Location Kota adm. jakarta selatan, Dki jakarta INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA