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 22, No 2 (2018): November 2018" : 5 Documents clear

ANALISIS DESAIN MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMEN (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0 Guspita Karleni; Muhammad Subekti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas merupakan suatu kebutuhan yang sangat penting. Dosis radiasi yang dihasilkan oleh bahan bakar bekas tersebut masih sangat besar, dan fasilitas yang dibutuhkan untuk penyimpanan bahan bakar bekas yang berjangka panjang. Aspek keselamatan yang berkaitan dengan pembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas cukup banyak, namun aspek pertama yang perlu diperhatikan adalah menghindari kekritisan.Untuk menyelesaikan analisis desain media penampung bahan bakar bekas, penulis menggunakan program MCNPX.2.6.0. Dari hasil simulasi dan analisis data, diperoleh nilai tebal perisai yang aman untuk menahan paparan radiasi yaitu ≥ 21,9 cm untuk radial CZ, ≥19 cm untuk radial bottom, dan ≥37 cm untuk radial top. Di samping data tebal perisai, pada simulasi ini juga diperoleh distribusi laju dosis pada berbagai permukaan perisai, untuk tebal perisai radiasi 21,9 cm maka besar nilai laju dosis pada permukaan perisai bagian atas sebesar 9.2376E-08 Sv/jam, dan pada permukaan perisai bottom dengan tebal 19 cm sebesar 5.1549E-07 Sv/jam.

RELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS ON THE RSG-GAS PRIMARY COOLING SYSTEM Entin Hartini; Mike Susmikanti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRACTRELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS IN PRIMARY RSG-GAS COOLING SYSTEM. Reliability is the probability that a system will function normally when it is used for the desired time period under specific operating conditions. This study aims to analyze the reliability, distribution function of damage and rate of damage by using the frequency data of damage, downtime and time data between the damage of each component on the primary cooling system RSG- GAS. The methodology used is the Test of damage distribution estimated as an exponential distribution. Test the exponential distribution using the Bartlett test. Further estimation of data distribution parameters. Based on the parameters of the data distribution, the reliability and rate of damage can be calculated for the critical component of the primary cooling system. Damage data is obtained from maintenance data for core 70 until 88 (2010-2015). The results showed that in the primary cooling system the highest failure occurred for component JE-01 (AP01-02) with downtime = 112 (day) and failure frequency presentation = 75%. The failure rate (λ) of 0.000215438 with the reliability value for the last year amounted to 99.83%. Keywords: Downtime, Damage frequency, Reliability, maintenance, RSG-GAS

ANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0 Kristina Kristina; Muhammad Subekti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor nuklir yang dapat digunakan untuk pembangkit listrik, pembangkit panas dan untuk memproduksi hidrogen. Jenis bahan bakar RDE yang dibahas pada penelitian ini adalah sebuah pebble bergeometri bola yang di dalamnya terdapat 8335 TRISO berkisi simple cubic (SC). Satu buah TRISO dalam pebble mengandung 5 lapisan, dimana bahan fissile terdapat pada kernel yang merupakan lapisan paling dalam dengan kandungan UO2. Proses burnup pada MCNPX 2.6.0 dilakukan selama 90 hari pembakaran dan 10 tahun pendinginan dengan hasil energi burnup dan keff 1,05343 untuk autofilled TRISO in pebble (ATIP) dan 1,04651 untuk organized TRISO in pebble (OTIP). Jumlah nuklida yang terkandung sebanyak 170 nuklida (14 aktinida dan 156 nonaktinida). Aktinida dengan massa terbesar ialah 238U (2,323 gram untuk ATIP dan 2,316 untuk OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 241Pu (7,791 Ci untuk ATIP dan 7,639 Ci untuk OTIP), sedangkan nonaktinida dengan massa terbesar ialah 16O (0,6734 gram untuk ATIP dan OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 137Cs (4,716 Ci for ATIP untuk 4,757 Ci untuk OTIP). Kesalahan relatif keff ATIP terhadap OTIP yang diperoleh sebesar 0,661%. Kesalahan relatif yang kecil ini serta geometri kompleks OTIP yang membutuhkan waktu lama untuk didesain menyebabkan ATIP lebih direkomendasi daripada OTIP.Kata kunci : Komposisi Nuklida, Pebble, Bahan Bakar Bekas, RDE, MCNPX 2.6.0.

Studi Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF) Cyntia Agustin; M Romli; Sofia Loren Butar-butar; Rahayu Kusumastuti; Sriyono Sriyono; Geni Rina Sunaryo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Studi Literatur Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF). . Elemen bahan bakar bekas masih mengandung sejumlah uranium diperkaya dengan paparan radiasi yang sangat tinggi, sehingga digunakan air sebagai media penyimpanan bahan bakar bekas pada kolam ISSF agar paparan radiasi bahan bakar tidak keluar ke lingkungan.Paparan radiasi dalam air dapat menyebabkan adanya pembentukan oksidator yang dapat menyebabkan korosi pada material bahan ISSF. Laju dosis dapat terukur dalam suatu sumber radiasi terhadap besarnya penahan radiasi. Laju dosis ini digunakkan sebagai input parameter untuk reaksi radiolysis sehingga konsentrasi pembentukan oksidator dalam air dapat diprediksi. Hubungan antara laju dosis teradap jarak sumber radiasi (tebal penahan) menjadi penting untuk penerapan proteksi radiasi. Metode untuk mengukur laju dosis pada kolam ISSF dilakukan pada rak bahan bakar bekas serta uji cicip pada sebuah kelongsong bahan bakar bekas. Laju dosis diukur dengan detector radiagem dengan kabel yang terbungkus plastik. Data hasil percobaan didapatkan bahwa hubungan antara laju dosis radiasi terhadap sumber radiasi yaitu semakin besar jarak detektor terhadap sumber radiasi semakin kecil laju dosis yang terukur dan bersifat eksponensial.Kata Kunci : Kolam ISSF, radiasi, radiolysis air, laju dosis, detector

ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY Sriyono Sriyono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY. RSG-GAS adalah reaktor penelitian yang telah berumur lebih dari 30 tahun. Gas buang yang berasal dari dalam gedung dibuang ke lingkungan melalui cerobong dan selalu dipantau kandungan radionuklidanya. Selama RSG-GAS beroperasi dimungkinkan ada sejumlah zat radioaktif terlepas ke atmosfer. Radionuklida yang terlepas ini dapat berasal dari aktivasi unsur-unsur yang terbawa dalam pendingin dan juga kemungkinan lepasan dari gas produk fisi dari teras reaktor. Tujuan pemantauan terhadap lepasan radionuklida agar tidak membahayakan pekerja dan lingkungan sekitar reaktor. Analisis ini dilakukan berdasarkan Laporan Operasi Reaktor (LOR) 10 tahun terakhir. Batas paparan maksimum dari gas buang adalah 1 x 1015 Bq/m3. Ada 2 kondisi operasi yang disampling, yaitu kondisi operasi 0 MW dan kondisi operasi 15 MW. Pada saat reaktor shutdown nilai paparan radionuklida dari cerobong jauh lebih kecil dibandingkan pada saat operasi. Perbedaan itu diperkirakan rata-rata sebesar 5 x 103 Bq/m3. Pada saat operasi 15 MW, kenaikan paparan diperkirakan berasal dari perubahan sistem reaktor, dari sistem yang statis menjadi sistem dinamis. Hasil pengukuran paparan radiasi yang berasal dari gas mulia pada cerobong RSG GAS masih dibawah ambang batas yang ditetapkan pada LAK (Laporan Analisis Keselamatan) yaitu 1 x 1015 Bq/ m3.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

Filter by Year

2018 2018

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