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 191 Documents
 9   10   11   12   13 
TEKNOLOGI PROSES PRODUKSI HIDROGEN BERBASIS ENERGI NUKLIR Sriyono Sriyono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.3.2934

Abstract

Sejak beberapa dekade terakhir, penelitian dan pengembangan proses produksi hidrogen telah banyak dilakukan. Kegiatan ini bertujuan untuk mendapatkan energi baru menggantikan energi fosil yang sudah ada pada saat ini. Energi fosil jumlahnya terbatas serta mencemari lingkungan sehingga harus digantikan oleh energi terbarukan yang lebih bersih. Energi baru ini harus dapat diproduksi secara massal (skala besar) dengan aman, ramah lingkungan, secara ekonomi layak untuk diproduksi, dan mampu didaur ulang. Salah satu energi alternatif itu adalah hidrogen. Penggunaan hidrogen akan mengurangi emisi CO2 ke atmosfir. Tetapi produksinya masih harus ditopang dengan sumber energi lain. Metode produksi hidrogen ada 2 macam yaitu konvensional dan modern, metode modern menggunakan energi nuklir sebagai pemasok panas yang dibutuhkan untuk prosesnya. Metode produksi hidrogen konvensional juga tidak diharapkan karena masih menghasilkan emisi gas CO2, oleh sebab itu dikembangkan penggunaan energi nuklir. Energi nuklir memberikan solusi yang lebih sehat dengan tidak mencemari lingkungan. Di makalah ini akan dibahas 3 macam teknologi produksi hidrogen yang memanfaatkan energi nuklir sebagai pemasok panasnya yaitu: metode elektolisis air, metode pemecahan air secara termokimia dengan katalis iodin-sulfur, dan steam reforming gas metana. Dasar-dasar teknologi, keunggulan dan kekurangan, status terkini dan estimasi biaya dari proses produksi tersebut akan dipaparkan dalam makalah ini.
OPTIMASI PEMBENTUKAN HI DAN H2SO4 PADA REAKSI BUNSEN UNTUK MENDUKUNG PRODUKSI HIDROGEN Rahayu Kusumastuti; Itjeu Karliana; Nurul Huda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (341.219 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2010.14.1.2972

Abstract

Teknologi proses produksi hidrogen secara termokimia telahmenjadi unggulan bila dikopel dengan reaktor nuklir temperatur tinggi. Proses ini hanya memerlukan energitermal untuk memecahkan air menjadi hidrogen dan oksigen. Implementasi rancangan eksperimen reaksiBunsen telah dilakukan. Bahan peralatan percobaan ini terdiri dari bahan kaca pyrex dan pipa teflon agar tahanterhadap serangan korosi, tekanan 2 bar dan suhu reaksi 120 oC. Percobaan telah dilakukan dengan parameterpengubah yaitu durasi reaksi, komposisi I2 dan H2O, sedangkan parameter tetap yaitu komposisi SO2,temperatur dan tekanan gas SO2 secara statis. Hasil percobaan optimasi dengan kondisi menunjukkan bahwaproduk reaksi Bunsen meningkat dengan bertambahnya fraksi I2, H2O dan durasi reaksi. Namun padapenambahan H2O peningkatan produk terbatas pada jumlah H2O 0,055 mol. Hasil analisis terhadap produkreaksi Bunsen menunjukkan bahwa reaktan yang bereaksi membentuk produk adalah sebesar 5,6 % dan reaktanyang belum bereaksi akan terus membentuk produk reaksi selama produk reaksi yang terjadi dipisahkan darireaktan.
ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR Elfrida Saragi; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (962.64 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2017.21.1.3613

Abstract

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga integritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 oC dan 250 oC diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material.Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PWR
EVALUASI KEANDALAN SISTEM VENTING KOLAM DAN SISTEM TEKANAN RENDAH RSG GAS DENGAN METODA POHON KEGAGALAN Deswandri Deswandri; Johnny Situmorang
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1810.833 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2012.16.2.2901

Abstract

Sistem venting kolam dan sistem tekanan rendahmerupakan sub-sistem dari sistem ventilasi daerah radiasi menengah reaktor RSG GAS. Sistem venting kolamberfungsi untuk mencegah penyebaran kontaminasi yang mungkin terjadi dalam udara kolam reaktor ke dalambalai operasi dan mengembalikan hasil kondensasi uap air ke dalam kolam reaktor. Sistem tekanan rendahberfungsi untuk mempertahankan gradien tekanan di daerah radiasi menengah dan antara daerah radiasimenengah dengan atmosfir ketika terjadi penutupan damper isolasi area dan damper isolasi pengungkung.Makalah ini membahas tentang evaluasi keandalan berfungsinya sistem venting kolam dan sistem tekananrendah dengan menggunakan metoda pohon kegagalan. Evaluasi dimulai dengan melakukan pemahamantentang cara kerja sistem, pembuatan model keandalan sistem, penelusuran data keandalan komponen terkaitdalam sistem, kuantifikasi model berdasarkan data keandalan komponen serta menentukan komponenkomponenyang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan operasi sistem. Dengan menggunakan datagenerik, hasil kuantifikasi memberikan nilai probabilitas untuk ketidaksediaan sistem venting kolam beroperasiketika dibutuhkan sebesar 6.00E-03 dan sistem tekanan rendah sebesar 1.84E-05. Sedangkan ketidakandalansistem venting kolam dalam melaksanakan fungsinya mempunyai nilai probabilitas 1.93E-06 dan sistemtekanan rendah sebesar 1.30E-07. Pada dasarnya laju kegagalan dari komponen-komponen berikut bernilaisangat rendah, namun berdasarkan analisis minimal cut-set dan nilai importance dapat disimpulkan bahwakomponen-komponen yang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan sistem venting kolam adalahdamper isolasi KLA60AA01 dan KLA60AA05, dan untuk sistem tekanan rendah adalah dari modul filterKLA41 dan KLA42.
Studi Awal Desain Sistem Injeksi Aerosol Pada Pengembangan Fasilitas Eksperimen Pengungkung Containment (FESPeCo Mod.1) Arif Adtyas Budiman; Almira Citra; Joko Prasetio W
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 2 (2019): November 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (713.942 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2019.23.2.5683

Abstract

Salah satu skenario kecelakaan reaktor nuklir berpendingin air ringan yaitu adanya lepasan zat radioaktif akibat terjadinya kebocoran sistem pemipaan primer. Simulasi kecelakaan dengan skenario tersebut dapat dilakukan menggunakan Fasilitas Eksperimen Simulasi Pendingin Containment (FESPeCo). Untuk memenuhi kebutuhan penelitan saat ini, revitalisasi FESPeCo dilakukan dengan menambahkan sistem injeksi aerosol menjadi FESPeCo Mod.1. Sistem injeksi aerosol terdiri dari unit kompressor, pengaduk, dan pengatur aliran fluida. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan kandidat desain tabung aerosolsebelum dilakukan fabrikasi. Metode Computational Fluid Dynamic (CFD) digunakan sebagai perangkat utama analisis dinamika fluida.. Untuk melihat pengaruh dinamika fluida terhadap bentuk geometri, variasi tekanan operasi diberikan pada keempat model diantaranya TAB 01, TAB 02, TAB 03, dan TAB 04. Berdasarkan hasil analisis terhadap keempat model tersebut, bentuk geometri ruang silinder memegang peranan penting dalam pengadukan. Selain itu, perbedaan ukuran inlet dan outlet dapat mempengaruhi kuantitas keluaran aerosol yang signifikan,ditinjau dari besar kecepatan aliran dan beda tekanannya. Oleh karena itu, model TAB 04 dapat direkomendasikan sebagai kandidat utama tabung aerosol bertekanan pada sistem injeksi aerosol. Kata kunci : Aerosol, Sistem Injeksi Aerosol, Laju Aliran, Beda Tekanan, FESPeCo Mod.1.
STUDI SIKLUS PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR GARAM CAIR PADA TEMPERATUR TINGGI Sri Sudadiyo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 4 (2009): November 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.4.2962

Abstract

Dari sudut pandang sistem energi dan lingkungan, konsep Reaktor Garam Cair (Molten Salt Reactor /MSR) sebagai salah satu jenis reaktor nuklir generasi IV yang mempunyai kemampuan baik untuk alatpembangkit listrik. Dalam MSR, panas dari bahan bakar diserap helium melalui alat penukar kalor. Heliumdigunakan sebagai fluida kerja dalam siklus pendingin sekunder atau siklus tertutup turbin dari instalasi PLTNtipe MSR. Helium dengan temperatur 973 K diekspansikan melalui turbin agar menghasilkan kerja yangbermanfaat untuk memutar kompresor dan generator listrik. Dari hasil perhitungan diperoleh efisiensi termal44,5 %, rasio tekanan optimum 2,4 %, dan rasio temperatur 16,5 %, sehingga sistem turbin helium ini layakdiaplikasikan dalam instalasi MSR.
WATER CHEMISTRY ANALYSIS IN RSG-GAS SECONDARY COOLING SYSTEM Rahayu Kusumastuti; Diyah Erlina Lestari; Sriyono Sriyono; Geni Rina Sunaryo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 2 (2016): November 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (544.992 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2016.20.2.3513

Abstract

The G.A Siwabessy reactor (RSG-GAS) located in the Puspiptek area uses water as a coolant. The water as a coolant will contact directly with the component or structure of the reactor, that a chemical reac- tion between water and those components might cause the possibility of corrosion process. Therefore, cooling water quality will determine the integrity of reactor components or structures. The research described in this paper was conducted in order to monitor the quality of secondary cooling water, so that the water quality specifications is maintained and the reactor can be safely operated. One way to monitor the cooling water quality is by performing analysis into the secondary cooling water and raw water on June 6, 2016. The methodology used was by analysing the pH value using a pH-meter, conductivity value using Conductivity-meter, water hardness analysis, and analysis for some chemical elements such as Cl-, SO42-, Fe, P using calibrated Spectrophotometer DR / 2400. Corrosion rate of the carbon-steel as the piping material of secondary cooling system under environmental corrosion condition was also analyzed using the Potentiostat. From those performed analysis, the overall measured values are still below the standard values as required in the RSG-GAS safety analysis report document, meaning that the water quality management of the secondary coo- ling system has been well performed so far. 
PERFORMANCE ANALYSIS OF RECUPERATOR OF RGTT200K CONCEPTUAL DESIGN USING CHEMCAD Piping Supriyatna; Sriyono Sriyono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (931.385 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2015.19.1.2892

Abstract

RGTT200K is a high temperature gas cooled reactor with 200 MW thermal powers, designed with cogeneration concept to produce hydrogen, electricity generation and potable water by desalination process. RGTT200K uses helium gas as a coolant with core inlet tem-perature of 615 °C and outlet temperature about 950 °C. The coolant is circulated at 120 kg/sec mass flow rate at initial pressure of 5 MPa. To keep material integrity of RGTT200K structure, the recu-perator performance of RGTT200K must be maintained due to its double function. Those main func-tions are to reduce the output temperature coolant from the turbine and transfer it back to the main primary circuit using a compressor and to increase the coolant gas from the compressor before ente-ring the core again. This paper describes an analysis to evaluate the recuperator performance by mo-delling using ChemCAD computer code. The calculation results showed that to obtain the core inlet temperature of 615 °C with the recuperator effectiveness of 0.95, the value of the logarithmic mean temperature difference (LMTD) should be 2.51, and the recuperator heat load (BPR) of 264.7 and the heat exchanger coefficient and heat exchange (UA) of 10.546 are needed. Based on those values, the difference between the inlet and outlet temperature of reactor core is not so big and still in stable con-dition to maintain the material structure integrity of the core.
Analisis Kritikalitas Tinggi Teras Aktif HTGR-10 MWth Dengan Variasi Pengayaan pada Kernel Uranium Oksida Hery - Adrial
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (848.726 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5421

Abstract

ANALISIS KRITIKALITAS TINGGI TERAS AKTIF  HTGR-10MWth DENGAN VARIASI PENGAYAAN PADA KERNEL URANIUM OKSIDA. HTGR-10MWth merupakan salah satu bentuk dari reaktor HTGR tipe pebble bed. Reaktor jenis ini memiliki reaktivitas negatif sebagai fungsi keselamatan melekatnya. Dalam fisika reaktor, parameter kritikalitas merupakan faktor penting untuk mengetahui kondisi kekritisan reaktor, yang menjadi penentu apakah reaktor dapat beroperasi atau tidak. Kritikalitas pada teras aktif suatu reaktor sangat dipengaruhi oleh ketinggian teras aktif, tingkat pengayaan bahan bakar, geometri teras reaktor dan parameter lainnya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter neutronik yang sesuai agar reaktor dapat beroperasi secara optimal. Metodologi yang dilakukan adalah dengan melakukan pemodelan kernel berlapis TRISO dengan model berbentuk kisi-kisi SC (simple cubic), dan pemodelan geometri reaktor. Bahan bakar dan moderator pebble pada teras reaktor dimodelkan dalam bentuk kisi BCC (body-centered cubic) dengan rasio perbandingan pebble bahan bakar dan pebble moderator sebesar 57:43. Paket program MCNP6 digunakan dalam analisis ini. Dari hasil perhitungan, didapat bahwa tinggi teras aktif kritis awal untuk pengayaan 17 % adalah 125 cm, pengayaan 14 % setinggi 141 cm, pengayaan 12 % adalah 161 cm dan pengayaan 10 % adalah 196,1 cm. Sementara, tinggi teras aktif penuh untuk pengayaan 8 % melebihi batas tinggi teras yang tersedia.
DESAIN KONSEPTUAL SISTEM PEMURNIAN HELIUM PADA RGTT200K UNTUK MENJAMIN KESELAMATAN PENGOPERASIANNYA Sriyono Sriyono; Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (260.074 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2011.15.3.2925

Abstract

Telah dilakukan desain konseptualsistem pemurnian helium pada RGTT200K. RGTT200K adalah reaktor berpendingin gas yangdidesain berdaya 200 MWth selain menghasilkan listrik dapat pula untuk kogenerasi. Tujuan desainkonseptual sistem pemurnian helium adalah mendapatkan tahapan proses pembersihan sistempendingin helium dari berbagai pengotor seperti partikulat debu, radionuklida produk fisi, serta gasgasNOx, CO2, CO, H2O, NOx, H2 dan CH4. Nilai batas konsentrasi pengotor helium pada kondisioperasi normal adalah H2O ≤ 0,2 cm3.m-3, CO ≤ 3 cm3.m-3, N2 ≤ 1 cm3.m-3, H2 ≤ 3 cm3.m-3, CH4 ≤ 1cm3.m-3Metodologi perancangan yang digunakan berbasis pada berbagai literatur yang melaporkanberbagai pengalaman dalam mendesain sistem pemurnian helium kemudian diadopsi untukRGTT200K. Ada 4 proses utama dalam sistem pemurnian, yaitu penyaringan dengan filter HEPA,kolom oksidasi CuO, kolom molecular sieve adsorber, dan cryogenic karbon aktif adsorbertemperatur rendah. Filter HEPA berfungsi menyaring debu karbon dan radionuklida produk fisi.Kolom oksidasi CuO untuk mengoksidasi gas CO dan H2 menjadi CO2 dan H2O sehingga mampudiserap pada tahapan berikutnya. Kolom molecular sieve adsorber berguna untuk menangkap gasNOx, CO2, H2O, CH4. Dan cryogenic karbon aktif adsorber digunakan untuk menangkap gas N2 danO2 yang masih lolos dari molecular sieve. Dengan empat tahapan proses yang ada maka dapatdiketahui bahwa seluruh komponen pengotor dalam pendingin helium sudah ditreatment untuk dapatdibersihkan. Gas helium dengan kemurnian tinggi dari hasil purifikasi akan disimpan dalam tangkipenyimpanan untuk diumpankan kembali ke sistem primer pada saat dibutuhkan.

Page 11 of 20 | Total Record : 191

 9   10   11   12   13 

Filter by Year

2008 2021


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