cover
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
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
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 18, No 1 (2014): Februari 2014" : 5 Documents clear
PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 Giarno Giarno; Gregorius Bambang Heru; Joko Prasetyo W
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (887.442 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1991

Abstract

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1. Bundel uji QUEEN-1 yang terintegrasi dengan Untai Uji BETA adalah fasilitas eksperimen untuk menggambarkan karakteristik bahan bakar pada reaktor nuklir. Sejak dibuat telah banyak dilakukan untuk penelitian teknologi keselamatan nuklir dari aspek termohidrolika antara lain quenching, reflooding, dll. Fasilitas QUEEN-1 selain digunakan di lingkungan Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN), juga digunakan untukpraktikum Perpindahan Kalor Pendidihan dalam diklat Reactor Engineering and Safety II. Untuk mendapatkan kondisi eksperimen yang baik, maka perlu diketahui waktu yang dibutuhkan sehingga tercapai pendidihan. Metode yang dilakukan adalah dengan menghitung secara teori waktu yang diperlukan dengan asumsi energi kalor yang diberikan sama dengan energi kalor yang dikeluarkan atau diserap. Hasil perhitungan teoritis kemudian dibandingkan secara eksperimen. Dari hasil perhitungan diperoleh waktu untuk mendapatkan pendidihan selama 45 menit sedangkan dari hasil eksperimen diperoleh waktu selama 55 menit. Adanya perbedaan antara waktu secara teori dan eksperimen dikarenakan beberapa faktor antara lain belum stabilnya temperatur ketika menaikkan daya listrik.Kata kunci: prediksi waktu, bundel uji QUEEN-1, eksperimen perpindahan kalor pendidihan
UJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI Restu Maerani
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1540.116 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1986

Abstract

UJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI. Sebagai salah satu metode on-line condition monitoring, analisis vibrasi sangat berperan guna meningkatkan sistem monitoring dan evaluasi keselamatan di reaktor nuklir, salah satunya untuk uji kondisi pada rotating machine yang ada di reaktor nuklir. Telah dilakukan pengujian vibrasi pada komponen motor AC 3-fasa pada rangkaian Untai Uji BETA yang terdapat di laboratorium Untai Uji Thermohidrolika Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) sebagai salah satu contoh miniatur sistem pendingin reaktor nuklir. Hasil dari penggunaan sensor vibrasi adalah diperolehnya sinyal keluaran Fast Fourier Transform (FFT) sehingga dapat diketahui kelayakan motor tersebut apakah masih dalam standar kecepatan vibrasi yang tercantum dalam ISO10816. Metoda kajian dalam makalah ini adalah dengan mengujikan pada kedua kondisi motor tersebut dalam kondisi operasi, yang kemudian dilakukan pembacaan sinyal Fast Forier Transform (FFT) dengan mengkonversikan nilai percepatan yang tercatat pada PCI – DSA NI 4551 dalam dB menjadi m/s2 dan juga mengkonversikan nilai percepatan ke kecepatan (v). Hasil percobaan vibrasi pada motor 1 dan 2 menunjukkan bahwa motor 1 cenderung stabil berdasarkan bentuk grafik, sementara motor 2 walaupun menimbulkan kebisingan, namun dari hasil konversi kecepatan vibrasi menurut acuan standar ISO 10816 masih termasuk motor dalam kondisi baik. Hasil di atas menunjukkan bahwa kondisi suatu motor tidak cukup hanya dinilai dari suaranya yang bising, namun perlu diuji terlebih dahulu dengan analisis vibrasi.
PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF Defri Sulaeman; Surip Widodo; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (573.829 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1987

Abstract

PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF. Kecelakaan Boiling Water Reactor (BWR) di Fukushima Jepang, menunjukkan kegagalan sistem keselamatan reaktor dalam mengantisipasi bencana besar gempa bumi dan tsunami dan menyebabkan terjadinya SBO (Station Black Out). Peranan sistem keselamatan pasif untuk diterapkan pada desain reaktor nuklir yang menggunakan metode sirkulasi alami dalam meningkatkan keselamatan adalah fokus pada makalah ini. Untuk mempelajari sistempasif sebagai sistem keselamatan dilakukan eksperimen pada fasilitas sistem pasif BETA dengan tujuan untuk mengetahui laju aliran massa air pada sistem pasif dengan air sebagai fluida kerjanya. Eksperimen dilakukan dengan memvariasikan temperatur pada heater dengan variasi temperatur 85 ̊C. Dari hasil eksperimen dan perhitungan korelasi diperoleh laju aliran massa air dengan variasi temperatur 85 ̊C adalah 4,8606 x 10-7 kg/detik.
EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF Dian Ariswara; Sukmanto Dibyo; Bambang Heru; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (973.711 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1989

Abstract

EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF. Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima Daiichi tahun 2011 akibat gempa bumi dan tsunami menyebabkan melelehnya teras reaktor dari kegagalan system keselamatan aktif. Untuk mengantisipasi hal tersebut sedang dikembangkan system keselamatan pasif yang bekerja secara sirkulasi alamiah. Salah satu fasilitas eksperimen mengenai sirkulasi alamiah adalah NC-QUEEN yang dikembangkan di PTKRN-BATAN. Penelitian ini bertujuan mengetahui pengaruh perubahan temperatur air terhadap densitas dan kecepatan aliran secara eksperimentaldari adanya sirkulasi alamiah berdasarkan perbedaan ketinggian antara heater dan cooler, dimana ditetapkan 3 perbedaan ketinggian yaitu H1 = 1,4 meter, H2 = 1 meter, dan H3 = 0,3 meter. Hasil eksperimen menunjukkan adanya perubahan temperatur pada variasi ketinggian H1dengan beda temperatur (ΔT) terbesar yaitu 41,46 oC akibat rambatan transfer panas dari heater ke cooler yang tidak maksimal sementara beda temperatur terkecil ditunjukkan pada variasi ketinggian H3 yaitu 37,1oC. Hasil perhitungan kecepatan rerata diperoleh 0,0000103601 m/detik untuk H-1; 0,00000619464 m/detik untuk H2, dan 0,0000018315 m/detik untuk H3. Dari eksperimen yang dilakukan diperoleh desain yang optimal untuk sistem pasif adalah pada ketinggian H1 antara cooler dan heater. Selain itu dapat disimpulkan bahwa semakin jauh jarak antara heater dan cooler maka semakin besar nilai kecepatanrata-rata aliran air.
MODIFIKASI KOPLING FLEKSIBEL ARAH VERTIKALUNTUK MEMULIHKAN KINERJA MESIN MILLING Sagino Sagino
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (603.964 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1990

Abstract

MODIFIKASI KOPLING FLEKSIBEL ARAH VERTIKAL UNTUK MEMULIHKAN KINERJA MESIN MILLING. Sub bidang Fasilitas Uji Mekanik Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) mempunyai salah satu tugas dan fungsi melakukan pengoperasian, perawatan, perbaikan serta pengembangan peralatan elektromekanik. Pada tahun 2014 kegiatan Sub bidang Fasilitas Uji Mekanik terfokus pada upaya peningkatan kinerja mesin milling. Kegiatan ini terbagi menjadi dua bagian yaitu dari sisi mekanik dengan menambahkan kopling fleksibel arah vertikal dan dari sisi kelistrikan dengan melakukan evaluasi sistem kelistrikan pada mesin milling. Pada kegiatan penambahan kopling fleksibel arah vertikal, kegiatan diawali membuat perancangan modifikasi kopling fleksibel arah vertical yang dapat diaplikasikan pada mesin. Selanjutnya dilakukan analisis terhadap hasil rancangan tersebut menggunakan software CATIA sebelum dilakukan fabrikasi hasil rancangan. Fabrikasi modifikasi kopling fleksibel arah vertikal dilakukan mengacu dari hasil analisis yang telah dilakukan dan disimpulkan rancangan tersebut aman untuk diaplikasikan pada mesin milling. Tahapan selanjutnya adalah uji coba dengan cara mengaplikasikan hasil fabrikasi ke mesin milling dan dilakukan evaluasi terhadap kelayakan pemakaian kopling fleksibel. Hasil uji coba menunjukkan kopling fleksibel dapat berfungsi dengan baik dan benar pada mesinmilling sehingga mesin milling siap untuk mendukung kegiatan penelitian.Kata kunci: mesin milling, modifikasi, kopling fleksibel arah vertikal.

Page 1 of 1 | Total Record : 5