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
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir
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
 1 
Search results for , issue "Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013" : 5 Documents clear
PEMERINGKATAN FAKTOR ORGANISASIONAL KESELAMATAN DENGAN METODA SMART Johnny Situmorang
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1330

Abstract

PEMERINGKATAN FAKTOR ORGANISASIONAL KESELAMATAN DENGAN METODA SMART. Evaluasi terhadap kinerja keselamatan dari aspek faktor organisasional dengan pendekatan analisis keputusan multi kriteria dilakukan berdasarkan perkiraaan faktor pengaruh sesuai dengan peringkatnya, Peringkat faktor pengaruh diperkirakan dengan menentukan bobot setiap faktor melalui analisis varians dengan bantuan perangkat lunak SPSS 17. Pada analisis faktor, seluruh atribut yang dipertimbangkan distrukturisasi berdasarkan besarnya varians setiap atribut yang berkontribusi terhadap hal yang dipertimbangkan. Selain besaran varians tersebut, atribut dikelompokkan menurut besarnya varians yang bersesuaian. Sesuai dengan besaran varians, bobot numerik kelompok ditentukan dari keputusan multi kriteria. Berdasarkan pembobotan tersebut, pemeringkatan dilakukan dengan metoda SMART (Simple Multi Attribute Rank Technique). Analisis data dilakukan dengan menggunakan data yang diperoleh dari pelaksanaan kuesioner pada empat unit kerja di lingkungan BATAN. Hasilnya adalah terdapat 28 atribut terpilih yang dikelompokkan ke dalam 10 kelompok. Peringkat tertinggi yang diperoleh ditempati oleh kelompok sistem manajemen kompetensi dengan atribut penetapan dan pemeliharaan tingkat kompetensi. Peringkat terendah ditempati oleh kelompok atribut kondisi tempat kerja dengan atribut pengkajian risiko pertimbangan tugas rutin dan bukan rutin pada posisi terbawah.Kata Kunci : Bobot riteria, Peringkat kriteria, Metoda SMART, Faktor organisasional keselamatan
VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA Gregorius Bambang Heru
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1334

Abstract

VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA. Pengembangan sistem akuisisi data fasilitas eksperimen Untai Uji BETA (UUB) berbasis komputer dilakukan untuk memperoleh data pengukuran secara real-time dan simultan. Diperlukan formulasi karakterisasi dari masing masing parameter pengukuran sebagai dasar perhitungan dalam pembuatan program aplikasi akuisisi data sehingga data pengukuran dapat ditampilkan dan disimpan. Salah satu parameter pengukuran yang dikembangkan adalah debit aliran sisi sekunder UUB dimana formulasi karakterisasi diperoleh dengan menginterpolasi nilai pembacaan debit aliran dengan pengukuran nilai arus yang dihasilkan flow meter E-MAG untuk berbagai variasi kecepatan pompa. Dengan menggunakan metoda persamaan garis lurus, diperoleh formula karakterisasi debit aliran (Q) = 153.2 * Arus (I) - 605.4. Telah dilakukan pula validasi secara sederhana dengan membandingkan antara debit aliran pengukuran dengan debit aliran pembacaan dan diperoleh simpangan relatif sebesar ±2,93%.Kata Kunci : Untai Uji BETA, sistem akuisisi data, validasi dan karakterisasi, flow meter.
PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA Dedy Haryanto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1335

Abstract

PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA. Telah dilakukan perancangan kondensor kompak yang sesuai dengan persyaratan untuk dioperasikan pada tekanan 10 bar dan temperatur 90 ºC. Pengoperasian kondensor kompak ini dengan cara diintegrasikan pada Untai Uji BETA (UUB). Perancangan kondensor kompak bertujuan untuk mendapatkan sebuah kondensor yang mudah dibongkar pasang sehingga dapat mempermudah perawatannya. Kondensor kompak ini akan menggantikan kondensor yang telah ada dan berfungsi untuk mengambil kalor dari instalasi Untai Uji BETA, dimana sisi sekunder kondensor dapat dimanfaatkan oleh fasilitas penelitian yang lain. Bagian-bagian kondensor kompak terdiri atas tube dan flange ¾ inchi, cap atas flange slip on 24 inchi serta tabung kondensor, spiral tube, cap bawah dan support. Pada bagian dalam kondensor terdapat spiral tube sebagai sisi primer dan hanger sebagai tempat dudukan spiral tube. Perancangannya diawali dengan menentukan ketebalan minimal pipa yang akan digunakan melalui suatu perhitungan. Dari hasil perhitungan didapatkan bahwa pipa yang digunakan adalah pipa seamless berdiameter nominal 24” sch. 10 dan tube stainless steel seamless berdiameter 33,4 mm tebal 1,5 mm untuk menghubungkan dengan Untai Uji BETA. Komponen-komponen yang diperoleh masih harus dianalisis lebih lanjut untuk mengetahui kekuatan mekanik sebelum dipabrikasi.Kata Kunci : perancangan, kondensor kompak, Untai Uji BETA
KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1325

Abstract

KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWe ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP. Reaksi pembelahan (fisi) menghasilkan sejumlah nuklida hasil fisi yang terkumpul pada teras reaktor. Kumpulan dari unsur-unsur hasil fisi, atau disebut sebagai ‘inventori’ hasil fisi mempunyai beberapa karakteristik yang sangat penting untuk diketahui seperti : konsentrasi (massa), aktivitas, jenis inventori, dan daya termal. Untuk itu perlu dilakukan perhitungan inventori hasil fisi pada teras reaktor. Perhitungan inventori hasil fisi dapat dilakukan dengan menggunakan kode komputer (computer code) seperti ORIGEN2.1 dan ORIGEN-ARP. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui komparasi atau perbandingan hasil analisis antara ORIGEN2.1 dengan ORIGEN-ARP dalam hal karakteristik massa (gram), radioaktivitas (Curie), dan daya termal (Watt). Hasil penelitian ini juga bermanfaat untuk memperkaya wawasan dan pengetahuan tentang cara menganalisis inventori hasil fisi yang terbentuk dalam teras reaktor daya. Perhitungan ini dilakukan pada basis reaktor daya PLTN tipe PWR kelas 1000 MWe setelah satu siklus operasi. Hasil analisis dengan code ORIGEN-ARP menunjukkan bahwa jumlah nuklida inventori yang dihasilkan lebih banyak daripada hasil analisis dengan code ORIGEN2.1. Perbedaan hasil keluaran ORIGEN-ARP dengan ORIGEN2.1 terutama pada hasil keluaran massa produk fisi, radioaktivitas inventori dan daya termal. Untuk kategori massa produk fisi, perbedaan terhadap hasil keluaran ORIGEN2.1 mulai dari yang terkecil adalah 0,06% (Sm-150) dan terbesar 48,43% (Sm-148) dan tidak ada perbedaan signifikan untuk massa produk aktivasi. Untuk hasil radioaktivitas, perbedaannya mulai dari 2,94 % (unsur Strontium, Sr) hingga 407,73% (unsur Palladium, Pd). Sedangkan untuk hasil daya termal, perbedaannya mulai dari 1,49 % (unsur Barium, Ba) hingga 114,42% (unsur Palladium, Pd).Kata Kunci : Inventori, PWR, ORIGEN2.1, ORIGEN-ARP
EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA Deswandri Deswandri
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1327

Abstract

EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA. Dari aspek keselamatan, Sistem Proteksi Reaktor (RPS) adalah sistem paling vital dalam reaktor nuklir. Pada reaktor generasi lama sistem tersusun dalam rangkaian komponen-komponen analog. Namun, mengikuti perkembangan teknologi elektronika yang pesat belakangan ini, teknologi analog telah ditinggalkan dan digantikan dengan teknologi digital yang sangat praktis, akurat, andal dan mempunyai respons cepat. Pada beberapa reaktor nuklir generasi lama, sistem I&K terkait keselamatan (khususnya RPS) analog juga telah dimodifikasi dengan menggunakan teknologi digital. Sebagai sebuah sistem yang sangat penting dan vital, RPS harus dievaluasi secara menyeluruh untuk menjamin dan memastikan keandalannya. Evaluasi RPS analog sudah banyak dilakukan pada dengan menggunakan teknik evaluasi keandalan tradisional. Akan tetapi, karena aplikasi teknologi digital dalam RPS modern relatif baru, evaluasi keandalan sistem ini masih terbatas dan pada umumnya dilakukan oleh para pengembang sistem itu sendiri. Dalam makalah ini dilakukan evaluasi sistem RPS digital pada reaktor daya tipe PWR dengan menggunakan metoda evaluasi keandalan tradisional yang bersifat kualitatif, yaitu metoda Failure Mode and Effect Analysis (FMEA). Sebagai objek, diambil Sistem Proteksi Reaktor digital rancangan Korea Selatan. Ada 8 komponen atau modul yang dievaluasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengkaji atau menyelidiki modus kegagalan yang mungkin terjadi pada masing-masing modul. Dari setiap modus kegagalan, diselidiki penyebab potensial kegagalan tersebut. Selanjutnya dipertimbangkan dampak kegagalan (baik secara lokal maupun terhadap sistem), metoda pendeteksian kegagalan dan tindakan mitigasi yang diperlukan. Hasil evaluasi ditabulasikan dalam bentuk format standar FMEA (Tabel 3).Kata Kunci : Evaluasi Keandalan, FMEA, RPS Digital

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2013 2013


Reset
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