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 191 Documents

11 12 13 14 15

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA Zuhair Zuhair; Suwoto Suwoto; Hery Adrial
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLU-TONIUM OKSIDA. Konsep desain reaktor nuklir Generasi IV yang paling menjanjikan adalah reaktor temperatur tinggi (high temperature reactor, HTR) jenis pebble bed karena karakteristik keselamatan melekat dan temperatur pendinginnya yang tinggi. Desain reaktor pebble bed memiliki puluhan bahkan ratusan ribu bahan bakar pebble dengan moderator grafit dan pendingin helium. Dalam studi ini, teras reaktor memiliki volume 8⅓-33⅓ m3 dan densitas daya 3 MW/m3 yang menghasilkan daya termal 25-100 MW. Beberapa tahap yang dikerjakan dimulai dari pemodelan bahan bakar dan teras reaktor, optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi rasio tinggi per diameter (H/D) hingga optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi pemuatan logam berat (heavy metal). Seluruh perhitungan dikerjakan dengan memanfaatkan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII. Hasil analisis menyimpulkan bahwa, rasio H/D yang rendah dan massa Pu/pebble yang tinggi merupakan opsi yang paling ideal dalam teras HTR pebble bed dari sudut pandang ekonomi neutron.Kata kunci: TRISO, kernel, plutonium oksida, teras inisial, HTR pebble bed

PENGUJIAN KEKUATAN MEKANIK DISAIN SUPPORT BALL SCREW PADA OTOMATISASI MESIN BUBUT Dedy Haryanto; Sagino Sagino; Riswan Djambiar
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pengujian kekuatan mekanik pada desain support ball screw perlu dilakukan sebelumdilakukan pabrikasi terhadap desain tersebut. Penggunanaan support ini untuk mendukung digunakannya ballscrew yang bertujuan untuk menghilangkan backlash yang lazim terjadi pada ulir trapesium. Dengan tidakadanya backlash maka kepresisian mesin akan dapat ditingkatkan. Desain support ball screw disesuaikandengan desain eretan pembawa sehingga mengakibatkan ball screw tidak terletak tepat ditengah support. Hasilpengujian secara simulasi yang telah dilakukan menggunakan software CATIA Versi 5 Release 19mendapatkan translational displacement terbesar pada support sebesar 0,0184 mm dan Tegangan mekanikterbesar pada support sebesar 9,71 x 10 6 N/m2 . Tegangan mekanik yang terjadi pada support ball screw masihlebih kecil jika dibandingkan dengan yield strength bahan Carbon Steel AISI 1040 3,53 x 108 N/m2 dan masihberada di daerah elastis material tersebut. Berdasarkan hasil pengujian yang telah didapatkan maka desainsupport ball screw dapat digunakan sebagai acuan untuk pabrikasi.

Estimasi Laju Aliran Sirkulasi Alam Berdasarkan Beda Temperatur pada Untai FASSIP-01 Almadesya Rinaldi; Lovini Gabriella N; Giarno Giarno; Joko Prasetio; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 2 (2019): November 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Penguasaan terhadap kapasitas pendinginansystem pendinging pasif dilakukan melalui penelitian di laboratorium Termohidrolika PTKRNBATAN. Untai FASSIP-01 telah dikonstruksi untuk studi fenomena sirkulasi alam. Tujuanpenelitian adalah untuk mengestimasi laju aliran sirkulasi alam berdasarkan beda temperatur dibagian heater (BCH, blanket ceramic heater) dan di bagian cooler atau WCT (water coolingtank). Metode penelitian dilakukan dengan menentukan perubahan di WCT untuk variasitemperature 10℃, 20℃, 30℃, 40℃ dan 50℃, serta perubahan temperature di BCH yaitu60℃, 70℃, 80℃, 90℃ dan 100℃. Parameter geometri Untai FASSIP-01 seperti tinggi untai600 cm, lebar untai 350 cm dan diameter pipa sebesar 2,56 cm dimasukkan dalam perhitungan.Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semakin besar perbedaan temperatur anatara BCH danWTC, maka akan semakin besar pula laju aliran air pada untai FASSIP-01. Ketika perbedaantemperatur BCH dan WTC 10˚C, laju aliran bernilai paling kecil yaitu 0,2903 m/s, sedangkanketika perbedaan temperatur BCH dan WTC 90˚C, laju aliran bernilai paling besar yaitu 1,0456m/s. Kata Kunci : laju aliran, sirkulasi alami, BCH dan WCT, temperatur, untai FASSIP-01

REVITALISASI SISTEM KENDALI DAN SISTEM AKUISISI DATA PADA UNTAI UJI KOROSI Khairul Handono; Kiswanta Kiswanta; Edy Sumarno
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 1 (2008): Februari 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dilakukan penggantian sistem kendali dan sistem akuisisi data pada Untai Uji Korosi (UUK).Revitalisasi pada UUK bertujuan meningkatkan kinerja sistem kendalier Kent 400 yang sebelumnya rusakmenjadi sistem kendali berbasis PLC sehingga berfungsi dengan baik. Sedangkan revitalisasi pada sistem dataakuisisi dilakukan untuk membangun sistem pengambilan data berbasis komputer yang digunakan untukpengukuran perubahan besaran dalam eksperimen termohidrolika UUK. Sistem pengumpul data sebelumnyamenggunakan indikator pencatat analog, sedangkan pencatatan dilakukan secara manual yang menyebabkanrespon sngat lambat dan hasil pengukuran kurang akurat. Untuk meningkatkan kualitas sistem pengumpul data,maka dilakukan pembuatan sistem akuisisi data dengan program aplikasi Visual Basic dan kartu piranti akuisisidata. Hasil kegiatan revitalisasi UUK adalah diperolehnya sistem kendali berbasis PLC dan sistem akuisisi datayang mampu menampilkan informasi berupa temperatur, tekanan dan level air pendingin secara interaktif yaknimudah dibaca, cepat, realtime, dan akurat. Hasil ini memberikan peningkatan kinerja sistem kendali dan sistemakuisisi data yang dapat menyimpan data hasil akuisisi ke dalam hard disk dalam bentuk file dan dapat diolahlebih lanjut dalam bentuk tabel ataupun grafik untuk memudahkan analisis selanjutnya.

PENGARUH KONFIGURASI IHX TERHADAP EFISIENSI DAN EFEKTIVITAS SISTEM KOGENERASI REAKTOR VHTR Ignatius Djoko Irianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.3.2958

Very High Temperature Reactor (VHTR) atau reaktor bertemperatursangat tinggi adalah salah satu jenis reaktor Generasi IV yang didesain dengan konsep kogenerasi untukpembangkit listrik dan produksi hidrogen. VHTR berpendingin helium dengan temperatur outlet kuranglebih 1000 oC dan bertekanan 7 MPa. Komponen konversi energi yang utama dalam sistem kogenerasi reaktorVHTR adalah Intermediate Heat Exchanger (IHX). Melalui IHX, energi termal dipindahkan dari sistem reaktorke sistem kogenerasi untuk pembangkitan listrik dan proses produksi hidrogen. Nilai efisiensi dan efektivitassistem sangat menentukan keberhasilan desain sistem kogenerasi reaktor VHTR. Dalam makalah ini, disajikanhasil analisis efek konfigurasi IHX terhadap efisiensi dan efektivitas sistem kogenerasi reaktor VHTR. Sistemkogenerasi reaktor VHTR difokuskan pada keperluan untuk pembangkitan listrik dan produksi hidrogen. Adatiga konfigurasi sistem kogenerasi reaktor VHTR yang dianalisis, yaitu: konfigurasi dengan siklus pembangkitlistrik secara langsung tanpa Secondary Heat Exchanger (SHX), konfigurasi sistem pembangkit listrik secaralangsung dengan SHX, dan konfigurasi sistem pembangkit listrik secara tak langsung. Hasil analisismenunjukkan bahwa efisiensi tertinggi terjadi pada konfigurasi dimana pembangkit listrik dipasang secaralangsung dengan SHX dan IHX dipasang secara paralel dengan Plant Heat Exchanger (PHX). Pada konfigurasiketiga yaitu konfigurasi pembangkit listrik secara tak langsung, walaupun efisiensinya rendah namunefektivitasnya tinggi. Namun demikian, konfigurasi ketiga ini dimana pembangkitan listrik dilakukan secara taklangsung berpeluang untuk desain sistem yang lebih kompak.

PENGEMBANGAN SISTEM INSTRUMENTASI THERMOBATH DAN AKUISISI DATA TERMOKOPEL TIPE K Agus Nur Rachman; Nursinta Adi Wahanani
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Salah satu komponen utama untuk mengukur perubahan temperatur pada Fasilitas Simulasi Sistem Pasif (FASSIP) adalah thermokopel tipe K. Sebelum digunakan, termokopel ini harus dikalibrasi dengan menggunakan thermobath. Alat ini memiliki keterbatasan dalam jumlah kanal pengukurannnya yang hanya mampu mengkalibrasi 4 termokopel dalam satu kali kegiatan kalibrasi sehingga perlu dilakukan pengembangan. Pengembangan dilakukan dengan mem- perbaharui sistem instrumentasi thermobath, akuisisi data termokopel tipe K, dan sistem antar muka. Metode yang digunakan adalah mengganti sistem instrumentasi dari PLC XBM DR16S dengan modul termokopel 5 kanal XBF-TC04S menjadi NIcDAQ 9188 dengan modul termokopel 16 kanal NI 9213. Program antarmuka mengalami perubahan dari sebelumnya menggunakan CIMON SCADA menjadi menggunakan LabVIEW. Hasil pengembangan ini menunjukkan bahwa sistem instrumentasi dan program antarmuka yang baru mampu menampilkan dan menyimpan data hasil pengukuran termokopel tipe K sebanyak 15 termokopel dalam satu kali operasi. Dengan pengembangan ini thermobath mampu meningkatkan kinerjanya dari sebelumnya hanya mampu membaca 4 termokopel menjadi 15 termokopel, dan sistem antarmuka menjadi lebih mudah di operasikan.

RANCANG BANGUN SISTEM OTOMATISASI KATUP PADA UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW Kussigit Santosa; Sudarno Sudarno; Dedy Haryanto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Fenomena perpindahan panas dua fasa yang terjadi pada celah sempit yang berbentuk pelat pada Untai Uji Beta (UUB) penting untuk dikaji terutama pada saat terjadi kehilangan pendingin (Loos of Coolant) LOCA pada PLTN tipe PWR. Untuk menunjang pengkajian ini diperlukan sistim instrumentasi yang memadai terutama untuk meningkatkan keandalan dan keselamatan operator yang selama ini dilakukan secara manual, yaitu merancang otomatisasi katup bukaan sistem primer pada UUB berdasarkan temperatur pendingin. Tujuan rancang bangun adalah untuk mendapatkan sistem instrumentasi kendali katup yang bekerja secara otomatis sehingga memudahkan peneliti dalam melaksanakan kegiatan eksperimen dengan menggunakan fasilitas UUB. Kegiatan rancang bangun dimulai dengan menentukan modul-modul yang berhubungan dengan parameter besaran fisis yaitu modul NI 9213 (termokopel) untuk meman-tau temperatur dan modul NI 9476 (digital I/O) untuk mematikan dan menyalakan pemanas. Setelah merangkai modul-modul tersebut menjadi satu kesatuan sistem otomatisasi kendali maka dibuat pro-gram kendali menggunakan perangkat lunak LabVIEW 2011. Hasil pengujian menunjukkan bahwa pengaturan temperatur pendingin pada 55 - 60 oC dapat dicapai pada menit ke-28 dimulai dari suhu kamar dan pemanas mati dan pemanas hidup kembali pada menit ke-98. Dengan demikian sistem otomatisasi katup bukaan pada sistem pendinginan sistem primer dapat digunakan untuk kegiatan eksperimen di UUB.

PEMODELAN SIKLUS TERMODINAMIK TURBIN GAS RGTT KOGENERASI Abdul Hafidz
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

HighTemparature Gas-cooled Reactor (HTGR ) cogeneration yang selanjutnya disebut sebagai ReaktorGas Temperatur Tinggi (RGTT) kogenerasi merupakan salah satu jenis reaktor daya maju. Reaktorini diharapkan dapat digunakan untuk mengisi kekurangan listrik di daerah luar Jawa, Bali danMadura karena dapat dirancang untuk kapasitas daya kecil sampai sedang. Dalam perancanganRGTT ini, pemodelan siklus termodinamik diperlukan untuk memprediksi spesifikasi temperaturmasuk dan keluar komponen-komponen utama, seperti turbin, kompresor, recuperator dansebagainya, serta pemilihan bahan teknis. Siklus termodinamik RGTT kogenerasi pada makalah iniadalah siklus langsung dengan menggunakan siklus Brayton jenis siklus tertutup. Fluida pendinginreaktor nuklir adalah gas helium yang juga digunakan sebagai fluida kerja pada sistem konversienergi listrik dan sekaligus sebagai sumber panas untuk pemurnian air sebagai bagian dari fungsikogenerasi. Dalam perancangan reaktor RGTT ini, daya reaktor nuklir yang dihasilkan adalah 200MWt. Daya termal tersebut dapat memanaskan gas helium hingga 9000C dengan tekanan 7 MPa.Panas gas helium pembangkit listrik yang digunakan untuk menggerakkan turbin gas adalah 8500Cdengan laju alir 120 kg/det. Berdasarkan hasil perhitungan, dengan mengacu pada rasio tekananturbin desain reaktor GTMHR sebesar 2,8, maka kerja turbin gas 200 MWt mencapai 216.904 kW.Hal ini menyebabkan daya kompresor yang dibutuhkan untuk LPC (low pressure compressor) adalah61.671 kW dan HPC (high pressure compressor) 38.390 kW. Efisiensi siklus yang diperolehmencapai 33,45% dengan daya listrik yang dapat diperoleh mencapai 117 MW.

RANCANG BANGUN RAK KUPON PEMANTAU KOROSI PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER DAN KOLAM ISFSF RSG-GAS Sriyono Sriyono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.1.2947

Telah dilakukan perancangan dan pembuatan rak kupon korosi yang akan digunakan untuk memantau pengaruh kualitas air terhadap material tangki kolam reaktor dan kolam ISFSF RSG Siwabessy. Rak kupon korosi yang telah dibuat sebanyak 12 buah, dengan setiap rak kupon tersusun dari 15 buah disk plat tipis dari bahan AlMg3, AlMg2, dan SS304. Enam buah rak terdiri dari rangkaian disk yang disusun secara horizontal dan 6 buah rak yang lain disusun secara vertikal. Setiap disk kupon dirangkai untuk melakukan pemantauan proses korosi uniform (merata), galvanis, dan korosi celah (denting). Material-material yang dipilih dan digunakan untuk membuat disk disesuaikan dengan sistem yang akan dipantau. Material AlMg3 adalah material tangki reaktor, AlMg2 adalah material kelongsong bahan bakar (cladding), dan SS304 adalah material pipa pendingin primer. Pada penelitian ini, ada 2 lokasi yang dimonitor proses korosinya yaitu air di dalam tangki reaktor dan air sistem ISFSF (Interim Spent Fuel Storage Facility). Setiap lokasi direncanakan dimasukkan 3 pasang rak kupon. Satu pasang rak terdiri dari sebuah rak disk horizontal dan sebuah rak disk vertikal. Tiga pasang rak kupon ini bertujuan untuk pemantauan selama 3 tahun, sehingga setiap tahunnya akan diambil dan dievaluasi sepasang rak kupon yang sudah direndam.

PENGEMBANGAN LIMIT SWITCH MANUAL DAN OTOMATIS PADA MESIN FRIS Riswan Djambiar
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 3 (2010): Agustus 2010
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Rangkaian tambahan yang dicangkokan pada mesin fris berfungsi untuk mengubah sistem limit switch apabilamesin tersebut hendak digunakan pada posisi manual atau otomatis. Fungsi utamanya adalah untuk mengontrolapabila terjadi kesalahan dalam menjalankan mesin, atau salah dalam mengoperasikan yang mengakibatkanmesin hilang kontrol kerja dan keluar dari batas benda kerja, maka limit switch ini sebagai penyelamatnya. Limitswitch dapat berfungsi dalam keadaan manual dan otomatis, pengoperasianya tergantung pada saat dihidupkanpertama kali sesuai dengan perintah operator.

Page 13 of 20 | Total Record : 191

11 12 13 14 15

Filter by Year

2008 2021

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

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA