Articles
191 Documents
<![CDATA[PEMODELAN POROS DAN BANTALAN SISTEM TURBIN GAS PADA REAKTOR GARAM CAIR MENGGUNAKAN METODE ELEMEN HINGGA ]]>
<![CDATA[Sri Sudadiyo]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.2.2952
<![CDATA[Dari sudut pandang sistem energi danlingkungan, Reaktor Garam Cair (Molten Salt Reactor / MSR) merupakan teknologi reaktor nuklir generasi-IVyang mempunyai kemampuan baik untuk alat pembangkit listrik. Dalam MSR, panas yang diperoleh dari bahannuklir dipindahkan ke sistem pendingin sekunder melalui penukar kalor menggunakan siklus tertutup turbinhelium, dimana helium panas yang dihasilkan diekspansikan melalui turbin untuk menghasilkan daya poros.Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui distribusi tegangan dan tekanan pada poros dan bantalanpada sistem turbin MSR dengan memanfaatkan metode elemen hingga sebagai alat yang sering digunakan untukpenyelesaian persamaan diferensial dalam pemodelan. Dari kurva pemodelan yang diperoleh, dapat diketahuibahwa distribusi tegangan pada poros akan naik apabila aspek rasio meningkat dan tekanan maksimum dalambantalan berada pada posisi 0,7 dengan distribusi tegangan geser menurun.]]>
<![CDATA[KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS ]]>
<![CDATA[Erlanda Kurnia]]>;
<![CDATA[Giarno Giarno]]>;
<![CDATA[Gregorius Bambang Heru]]>;
<![CDATA[Joko Prasetyo]]>;
<![CDATA[Mulya Juarsa]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (849.707 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2015.19.2.3179
<![CDATA[Fasilitas simulasi sistem pasif (FASSIP-01) merupakan alat uji sistem pendinginan dengan memanfaatkan sistem sirkulasi alam yang di bangun di laboratorium thermohidrolika PTKRN BATAN. Untai uji FASSIP-01 terdiri dari beberapa komponen utama yaitu tabung cooler, heater, perpipaan, dan tabung ekspansi. Salah satu cara mengetahui karakteristika perpindahan panas dalam suatu sistem adalah dengan metode Finite Element Method (FEM) yang merupakan langkah menyelesaikan suatu problem dengan cara mem-bagi obyek analisa menjadi bagian-bagian kecil yang terhingga. Salah satu aplikasi berbasis FEM adalah ANSYS yang digunakan dalam simulasi ini. Makalah ini dikhususkan pada aplikasi ANSYS (student version) untuk mengetahui karakteristika perpindahan panas pada tabung cooler dengan variasi kecepatan dan variasi temperatur pada aliran tabung cooler yang dilewati oleh pipa panas bertemperatur 85 oC. Hasil simulasi adalah besar kalor yang dilepas air di dalam pipa dan penyerapan kalor oleh air di dalam tabung cooler. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semakin besar ke-cepatan aliran air yang masuk ke dalam tabung cooler, maka pendinginan yang terjadi juga semakin besar, sementara semakin kecil temperatur air yang masuk ke dalam tabung cooler, maka pendingi-nan yang terjadi juga semakin cepat.]]>
<![CDATA[PEMROGRAMAN SISTEM AKUISISI DATA PENGUKURAN PADA FASILITAS EKSPERIMEN UNTUK SIMULASI PENDINGINAN CONTAINMENT ]]>
<![CDATA[Gregorius Bambang Heru]]>;
<![CDATA[Sagino Sagino]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (886.322 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.2.2883
<![CDATA[Informasi data pengukuran yang dapat dipantau dan disimpan secara realtime dan simultan pada fasilitas eksperimen simulasi pendinginan containment (FESPECo) menjadi sangat penting sebagai dasar kajian fenomena pembebanan internal pada sungkup reaktor. Pada kegiatan ini dilakukan pemrograman akuisisi data National Instruments cDAQ-9188 yang dilengkapi modul pengkondisi sinyal NI-9203 dan NI-9213 dengan program aplikasi LabVIEW untuk memantau dan menyimpan data eksperimen secara realtime dan simultan. Validasi program dilakukan dengan simulasi menggunakan kalibrator Jofra. Ketika program dieksekusi berikut fasilitas penyimpanan diaktifkan, sinyal simulasi dengan beberapa variasi diumpankan kemudian dilepas secara berulang dengan waktu tunda 1 detik pada sebuah kanal modul pengkondisi sinyal. Terlihat data pada front panel yang mewakili kanal tersebut ikut berubah seiring dengan pengkondisian yang dilakukan dan variasi data terekam pada file penyimpanan. Dari hasil simulasi dapat disimpulkan bahwa program virtual LabView dapat memantau dan menyimpan data pengukuran secara simultan dan real time.]]>
<![CDATA[Studi Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF) ]]>
<![CDATA[Cyntia Agustin]]>;
<![CDATA[M Romli]]>;
<![CDATA[Sofia Loren Butar-butar]]>;
<![CDATA[Rahayu Kusumastuti]]>;
<![CDATA[Sriyono Sriyono]]>;
<![CDATA[Geni Rina Sunaryo]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (541.512 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4488
<![CDATA[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]]>
<![CDATA[PENGUJIAN KEKUATAN MEKANIK PADA SUPPORT PERANGKAT SUMBER PEMANAS ]]>
<![CDATA[Dedy Haryanto]]>;
<![CDATA[Histori Histori]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (512.211 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.1.2916
<![CDATA[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.]]>
<![CDATA[STUDI PERILAKU OKSIDASI ALLOY-617, HAYNES-230, HASTELLOY-X PADA LINGKUNGAN HELIUM TEMPERATUR TINGGI HTGR ]]>
<![CDATA[Sriyono Sriyono]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 4 (2008): November 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.4.2939
<![CDATA[HTGR adalah reaktor generasi ke IV yangpanasnya dapat dimanfaatkan sebagai pembangkit listrik dan produksi hidrogen. Dalam menjamin keselamatanpengoperasian HTGR dibutuhkan material yang handal pada lingkungan helium temperatur tinggi. Ada 3 jenismaterial paduan berbasiskan nikel (nickel base alloy) yang dipertimbangkan akan digunakan sebagai bahanstruktur dan komponen HTGR. Ketiga material ini adalah Alloy-617, Haynes-230, dan Hastelloy-X. Kriteriapemilihan material tersebut berdasarkan pada kestabilan termal (thermal stability), kemudahan dibentuk(formability), kemudahan dilas (weldability), kekuatan lentur (creep strength) yang tinggi dan tahan (resistance)pada lingkungan helium termperatur tinggi. Kemungkinan terjadinya proses oksidasi pada helium bertemperaturtinggi telah banyak diteliti dan dikaji. Tujuan kajian adalah mengetahui ketahanan material tersebut terhadapproses oksidasi akibat adanya konsentrasi pengotor oksigen dalam helium. Metodologi kajian adalah denganmembandingkan hasil eksperimen di negara-negara maju yang telah mengoperasikan dan mendemonstrasikanHTGR. Berdasarkan hasil kajian dapat disimpulkan bahwa Alloy-617, Haynes-230, dan Hastelloy-X ketiganyamempunyai ketahanan creep yang baik dengan tingkat ketahanan korosi yang sangat bagus pula. Apabiladitinjau berdasarkan perilaku oksidasinya didalam lingkungan helium beroksigen rendah maka kekuatan korositerbaik adalah Hastelloy-X, kemudian Haynes-230 dan terakhir adalah Alloy-617.]]>
<![CDATA[KOMPENSASI BACKLASH ARAH RADIAL DAN AXIAL PADA OTOMATISASI MESIN BUBUT ALPINE-350 ]]>
<![CDATA[Kussigit Santosa]]>;
<![CDATA[Agus Nur Rachman]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2010): Mei 2010 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.2.2978
<![CDATA[Salah satu kendala pada otomatisasi mesin bubut manual menjadi otomatis adalahkeausan dan ketidakpresisian gigi-gigi transmisi baik arah radial dan axial. Keausan dan ketidakpresisian inimenyebabkan kesalahan yang disebut kesalahan backlash. Untuk mengoreksi kesalahan ini diperlukankompensasi backlash. Kompensasi backlash sangat penting dilakukan guna untuk mendapatkan hasil yangsesuai dengan spesifikasi yang ditentukan sebelumnya. Untuk itu dilakukan beberapa kali uji coba untukmengamati kesalahan yang terjadi baik arah radial maupun axial. Dari beberapa kali uji coba dapat disimpulkanbahwa kesalahan backlash terjadi pada arah axial maupun radial. Kesalahan ini disebabkan oleh keausan gigitransmisi atau ketidakpresisian penyambung antara motor servo dan as putar penggerak mesin bubut Alpine 350.Dari hasil pengamatan dan uji coba didapatkan Backlash arah axial (sumbu x) sebesar 0,01 mm dan arah radial(sumbu y) sebesar 0,023 mm. Oleh karena itu, sebelum mesin digunakan perlu dilakukan kompensasi backlashbaik secara manual pada saat entri data koordinat atau dapat juga dilakukan pada pengaturan kompensasibacklash yang terdapat pada parameter setting extended software Advanced Position Module (APM) sebesar0,01 mm arah axial dan sebesar 0,023 mm arah radial.]]>
<![CDATA[STUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70 ]]>
<![CDATA[Sri Nitiswati]]>;
<![CDATA[Sudarno Sudarno]]>;
<![CDATA[Kussigit Santosa]]>;
<![CDATA[Agus Nur Rahman]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 2 (2017): November 2017 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1063.227 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2017.21.2.4060
<![CDATA[STUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70. Sifat atau perilaku creep dari suatu bahan sangat penting terutama untuk digunakan dalam analisa integritas struktur pada komponen reaktor yang beroperasi pada temperatur tinggi. Bahan SA516 Gr.70 adalah jenis baja karbon rendah yang digunakan sebagai bahan bejana tekan HTR-10. Salah satu fokus penelitian pada komponen ini adalah penelitian ter- hadap sifat creep bahan khususnya pada sambungan las-lasannya. Pada penelitian ini dilakukan pen- gujian creep pada temperatur 450 °C dan tegangan konstan 100 MPa. Pengujian dilakukan pada ba- han logam induk dan logam las-lasan SA516 Gr.70. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mem- peroleh sifat creep meliputi regangan creep, laju regangan creep, model patahan, dan creep cavity. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan pengujian accelerated dan interrupted creep sampai tahap akhir creep sekunder. Hasil pengujian creep sampai tahap akhir sekunder untuk logam induk dicapai setelah diuji creep selama ± 12.800,6 jam adalah diperoleh regangan creep 0,0633 (mm/mm) dan laju regangan creep nya 4,95 x 10-6 (mm/mm/jam). Untuk logam las-lasan tahap akhir sekunder dicapai setelah diuji creep selama ± 11.400,6 jam adalah diperoleh regangan creep 0,0630 (mm/mm) dan laju regangan creep nya 5,53 x 10-6 (mm/mm/jam). Model bidang patahannya bersifat ulet dan creep cavity belum jelas terlihat. Disimpulkan bahwa antara logam induk dengan logam las- lasan SA516 Gr.70 yang dilakukan pengujian creep pada temperatur 450 °C dan tegangan konstan 100 MPa sampai pengujian mencapai tahap akhir creep sekunder, tidak ditemukan perbedaan yang signifikan dalam aspek perilaku creep untuk keduanya. Kata kunci: creep tahap sekunder, laju creep, creep cavity, SA516 Gr.70, ]]>
<![CDATA[PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ]]>
<![CDATA[Ignatius Djoko Irianto]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (238.629 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2012.16.3-4.2907
<![CDATA[RGTT200K adalah konsep Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yangdidesain berdaya termal 200 MW. Reaktor ini berpendingin gas helium dengan temperatur outletreaktor 950 oC. Sistem konversi energi untuk pemanfaatan energi termal dari reaktor ini menerapkansistem kogenerasi untuk pembangkit listrik, produksi hidrogen dan desalinasi air laut. Sistemkonversi energi RGTT200K dimodelkan sebagai siklus Brayton dengan menempatkan turbin gasdalam satu siklus langsung. Selain turbin gas, komponen utama dalam sistem konversi energiRGTT200K adalah Intermediate Heat Exchanger (IHX), rekuperator, precooler dan kompresor gas.Dalam makalah ini diuraikan hasil pemodelan sistem konversi energi RGTT200K untuk memperolehhasil kinerja yang optimum. Analisis pemodelan sistem konversi energi dilakukan denganmemvariasikan temperatur outlet reaktor. Pemodelan dan perhitungan parameter termodinamikadilakukan dengan menggunakan paket program komputer ChemCAD 6.1.4. Efisiensi termal danfaktor pemanfaatan energi (Energy Utilization Factor / EUF) digunakan sebagai parameterpembanding. Pemodelan dengan variasi temperatur outlet reaktor dilakukan antara 900 oC hingga1000 oC pada kondisi daya termal reaktor 200 MW. Hasil perhitungan model sistem konversi energiRGTT200K menunjukkan bahwa efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi (EUF) optimaldiperoleh pada temperatur outlet reaktor 950 oC.]]>
<![CDATA[PERHITUNGAN EFEKTIVITAS REKUPERATOR UNTUK REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI ]]>
<![CDATA[Piping Supriatna]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (410.255 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.1.2968
<![CDATA[Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT) merupakan salah satu jenis reaktor Generasi IVyang didesain dengan konsep kogenerasi untuk pembangkit listrik dan produksi hidrogen. RGTT berpendinginhelium dengan temperatur outlet kurang lebih 950 oC dan bertekanan 5,1 MPa. Komponen konversi energi yangutama dalam sistem kogenerasi RGTT adalah Intermediate Heat Exchanger (IHX), yang mana melalui IHXenergi termal dipindahkan dari sistem reaktor ke sistem kogenerasi untuk pembangkitan listrik dan prosesproduksi hidrogen. Keberhasilan desain RGTT selain ditentukan oleh unjuk kerja IHX juga ditentukan olehpemanfaatan panas sisa dari sistem kogenerasi melalui penukar panas rekuperator. Kinerja rekuperatordipengaruhi oleh parameter keefektifan, efisiensi, dan konfigurasi rekuperator dalam sistem kogenerasi RGTT.Pemodelan perhitungan penukar panas rekuperator dilakukan dengan membandingkan model perhitunganmelalui parameter kinerja rekuperator dalam tiga konfigurasi, yaitu konfigurasi dengan siklus pembangkitanlistrik dengan Secondary Heat Exchanger (SHX), konfigurasi sistem pembangkitan listrik tanpa SHX, dankonfigurasi sistem pembangkitan listrik secara langsung dari reaktor tanpa sistem kogenerasi. Dari pemodelanperhitungan diperoleh konfigurasi siklus pembangkitan listrik dengan SHX yang menghasilkan kinerjarekuperator paling efektif, dengan efektivitas pertukaran panas 89,43 %.]]>
