Articles
191 Documents
<![CDATA[MODIFIKASI KOPLING FLEKSIBEL ARAH VERTIKALUNTUK MEMULIHKAN KINERJA MESIN MILLING ]]>
<![CDATA[Sagino Sagino]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[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
<![CDATA[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.]]>
<![CDATA[KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK ]]>
<![CDATA[Albert Christian Wanandi]]>;
<![CDATA[Hadi Sutanto]]>;
<![CDATA[Roziq Himawan]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (697.176 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4319
<![CDATA[KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK. Lapisan yang terbentuk pada permukaan material seperti lapisan karburasi pada bagian dalam pipa menyebabkan permukaan pipa tersebut mengalami pengerasan, dan apabila terjadi retak, retak tersebut dapat memicu kebocoran. Pencegahan terjadinya kerusakan tersebut memerlukan dilakukannya pengukuran ketebalan lapisan, dengan metode tidak merusak. Pada penelitian ini akan dikembangkan metode pengukuran lapisan tipis pada material dengan metode ultrasonik. Lapisan tipis dibuat dengan proses nitridasi yang mewakili lapisan akibat karburasi pada pipa. Spesimen terbuat dari material baja SKD61. Proses nitridasi menghasilkan ketebalan lapisan berbeda-beda yaitu 59 µm, 102 µm, dan 160 µm. Metode ultrasonik yang digunakan adalah metode Ultrasonic Water Immersion menggunakan satu Probe dan defocusing. Besaran yang dijadikan acuan adalah cepat rambat gelombang permukaan Rayleigh. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa metode defocused tidak memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi pada cepat rambat gelombang Rayleigh, sementara metode satu probe memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi terhadap cepat rambat gelombang Rayleigh.Kata kunci: lapisan nitridasi, ultrasonic water immersion, gelombang permukaan, defocusing, metode satu probe ]]>
<![CDATA[EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA ]]>
<![CDATA[Andi Sofrany Ekariansyah]]>
<![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 (788.032 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.1.2912
<![CDATA[Kecelakaan Putusnya Jalur Uap Utama (Main Steam Line Break Accident) merupakansalah satu jenis Kecelakaan Basis Desain (DBA). Kecelakaan ini perlu dianalisis dan dievaluasi dalam desainuntuk menetapkan persyaratan kinerja struktur, sistem dan komponen reaktor. Pada umumnya, efek serius yangperlu diperhatikan dalam kecelakaan ini adalah kemungkinan terjadinya kondisi return to power dan high localpower peaking yang dapat merusak batang bahan bakar. Berbeda dengan kecelakaan DBA lain, seperti LOCAmisalnya, kecelakaan ini dapat terjadi di dalam pengungkung dan dapat pula terjadi di luar pengungkung.Terdapat sekuensi dan dampak yang berbeda dari kedua skenario kecelakaan tersebut terhadap reaktor.Makalah ini mengevaluasi hasil simulasi dan perhitungan kecelakaan ini dengan menggunakan RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Berdasarkan hasil evaluasi dapat diidentifikasi dan dibandingkan dampak-dampak kritisterhadap reaktor antara kejadian di dalam pengungkung dan di luar pengungkung.]]>
<![CDATA[PERANCANGAN ALAT CONSTANT EXTENSION RATE ]]>
<![CDATA[Alim Mardhi]]>;
<![CDATA[Roziq Himawan]]>;
<![CDATA[Sri Nitiswati]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.3.2935
<![CDATA[Stress Corrosion Cracking (SCC) adalah jenis korosi yang signifikan berpengaruh terhadap menurunnya integritas komponen struktur reaktor. Penelitian mengenai SCC telah banyak dilakukan oleh para peneliti. Salah satu metode yang digunakan adalah dengan melakukan pengujian material di dalam autoclave temperatur tinggi dengan lingkungan korosif dan tekanan diatas tekanan atmosfer. Di dalam autoclave tersebut dilengkapi dengan suatu alat tambahan yang dinamakan constant extension rate (CER). Fungsi CER ini adalah untuk memberikan tegangan pada spesimen dengan cara ditarik dan ditahan konstan pada tegangan tertentu. Autoclave yang dimiliki oleh PTRKN belum dilengkapi dengan CER, sehingga untuk kegiatan penelitian SCC perlu ditambahkan CER. Makalah ini memuat rancangan alat CER agar dapat dipabrikasi dapat digunakan bersama autoclave untuk kegiatan penelitian SCC. Dasar perhitungan perancangan menggunakan teori mekanika bahan dan ilmu perancangan elemen mesin. Dari hasil perancangan telah dilakukan review dan dapat disimpulkan bahwa rancangan dapat diterima dan selanjutnya dapat diteruskan dengan proses fabrikasi CER sehingga bersama-sama dengan autoclave dapat digunakan untuk penelitian SCC.]]>
<![CDATA[KAJIAN DAMPAK GAS PENGOTOR PENDINGIN PRIMER TERHADAP INTEGRITAS MATERIAL STRUKTUR R G T T ]]>
<![CDATA[Sumijanto Sumijanto]]>
<![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
|
Full PDF (469.045 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.2.2973
<![CDATA[Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT) adalah reaktor dayayang kinerja dan ketersediaan teknologinya memungkinkan untuk diimplementasikan di Indonesia dalam waktusepuluh tahun ke depan. Namun dalam oprasi RGTT helium sebagai pendingin primer tidak dapat terlepas darigas pengotor yang masuk didalamnya, sehingga akan menimbulkan berbagai masalah keselamatan dankeandalan operasi. Dalam makalah ini dibahas analisis dampak pengotor pendingin primer terhadap integritasmaterial struktur RGTT yang mencakup analisis sumber pengotor, interaksi pengotor dengan material strukturRGTT, serta strategi teknologi pengendalian pengotor dalam sistem pendingin primer. Tujuan dari penelitian iniadalah mengetahui dampak dari gas pengotor pendingin primer untuk digunakan sebagai pertimbangan dalampembuatan desain konseptual sistem kontrol inventori helium RGTT. Kajian dilakukan dengan studi inventoripengotor helium, dampak dan teknik pengendaliannya dalam sistem primer. Dari kajian diperoleh data bahwasumber gas pengotor bermula dari kebocoran udara, jumlah udara maksimal yang diperbolehkan masuk 12vppm, proses degradasi material struktur melalui reaksi oksidasi, karburasi dan dekarburasi, sedangkan strategipengendalian gas pengotor dilakukan dengan memperhatikan karakteristik gas pengotor, teknologi proses danadsorben yang digunakan.]]>
<![CDATA[PERHITUNGAN NOISE HIDRODINAMIKA DALAM KATUP KONTROL PADA SISTEM INSTRUMENTASI DAN KENDALI MENGGUNAKAN SMART PLANT ]]>
<![CDATA[Demon Handoyo]]>;
<![CDATA[Djoko Hari Nugroho]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (527.042 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2012.16.2.2902
<![CDATA[Telah dilakukan perhitungan karakteristikkatup kontrol pada Sistem Instrumentasi dan Kendali dengan menggunakan software Smart plant. Perhitunganini dilakukan agar katup kontrol yang akan dipasang sebagai bagian dari sistem instrumentasi dan kendalimemberikan kinerja sesuai dengan desain. Karakteristik-karakteristik yang telah dihitung adalah Reynoldsnumber factor yang berkaitan dengan rezim aliran dalam katup, Critical pressure factor, Valve cavitation indexdan Hydrodynamic noise. Dalam makalah ini pembahasan akan dibatasi pada hal berkaitan dengan proses pembangkitanHydrodynamic noise dengan model yang digunakan adalah sistem instrumentasi dan kendali yangada di desain pabrik yellow cake pada kegiatan PIPKPP tahun 2012. Hasil perhitungan noise pada katup yangada pada desain tersebut berkisar antara 9.58 ~ 70.1 dBA.]]>
<![CDATA[STUDI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN TEKNOLOGI MEMBRAN ]]>
<![CDATA[Tri Harjanto]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 4 (2009): November 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.4.2963
<![CDATA[Pemanfaatan teknologi nuklir menghasilkan limbah radioaktif yang harus dikelola supaya tidak mencemarilingkungan dan masyarakat, diantaranya dengan teknologi membran, khususnya untuk pengolahan limbahradioaktif cair. Studi ini akan membahas teknologi membran untuk mereduksi limbah radioaktif cair supayavolumenya menjadi kecil sehingga memudahkan pengelolaan selanjutnya. Proses pengolahan limbah denganmembran bekerja dengan cara pemisahan patikel pengotor termasuk partikel radioaktif berdasarkan besarnyadiameter partikel, atom-atom maupun ion-ion radioaktif yang terlarut bersama air. Pemisahan air dengan partikelradioaktif ini berdasarkan diameter parikel yang terlarut. Partikel yang terlarut dapat berukuran mikrometer,ultrameter maupun nanometer, untuk pemisahan partikel mikro dengan membran mikrofiltrasi, untukmemisahkan partikel ultra dengan membran ultrafiltrasi sedang yang berukuran nano dengan membrannanofiltrasi dan ion-ion dapat dipisahkan dengan membran sistem Reverse Osmosis (RO).]]>
<![CDATA[ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL ]]>
<![CDATA[Suwoto Suwoto]]>;
<![CDATA[Hery Adrial]]>;
<![CDATA[Topan Setiadipura]]>;
<![CDATA[Zuhair Zuhair]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 2 (2016): November 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1412.941 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2016.20.2.3514
<![CDATA[Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah salah satu jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium yang pengoperasiannya harus memenuhi batas standar keselamatan operasi, khususnya dari aspek temperatur, sehingga penelitian tentang dis- tribusi temperatur pada bahan bakar yang berada di teras dan reflektor reaktor sangat penting untuk dilakukan. Program PEBBED6 dirancang khusus untuk reaktor jenis PBR (Pebble Bed Reactor) ber- bahan bakar jenis bola dan dapat menghitung parameter neutronik dan distribusi temperatur pada teras reaktor maupun reflector dalam teras RDE menggunakan fraksi packing 61%. Perhitungan dan pemrosesan spektrum tampang lintang menggunakan program COMBINE dan perhitungan distribusi temperatur pada bahan bakar pebble dan daerah reflektor dilakukan dengan menggunakan modul THERMIX-VSOP yang sudah terintegrasi dengan program PEBBED6. Hasil perhitungan temperatur permukaan pebble pada bagian tengah dan atas teras aktif untuk tiga ketebalan reflektor 100 cm, 150 cm dan 200 cm masing-masing adalah 646,50 oC dan 761,30 oC, sementara temperatur permukaan pebble pada teras bagian tengah dan atas paling dekat dengan reflektor samping adalah 601,40 oC dan 695,80 oC. Sedangkan temperatur pada reflektor sisi samping bagian tengah dan atas terluar untuk ketebalan 100cm masing-masing adalah 413,20 oC dan 438,30 oC, sementara temperatur pada ketebalan reflektor 150 cm dan 200 cm adalah 340,80 oC dan 353,90 oC. Secara keseluruhan, hasil perhitungan menghasilkan distribusi temperatur permukaan bahan bakar teras dan reflektor yang berada pada nilai di bawah batas keselamatan temperatur yang dipersyaratkan. ]]>
<![CDATA[CALCULATION OF RADIONUCLIDE CONTENT OF NUCLEAR MATERIALS USING ORIGEN2.1 COMPUTER CODE ]]>
<![CDATA[Ihda Husnayani]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (511.476 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2015.19.1.2893
<![CDATA[Nuclear materials contain a number of radionuclides produced from radioactive decay process. The composition of these radionuclides which are accumulated in-side the nuclear materials changes over the time. The calculation of radionuclide composition inside nuclear materials is very important especially in the aspect of nuclear reactor safety evaluation, nu-clear fuel behavior evaluation, and radioactive waste management. One method to calculate radionu-clide content of nuclear materials is by using ORIGEN2.1 computer code. Beside radionuclide com-position, this code can also calculate some characteristics related to decay process such as total radio-activity, decay heat, and neutron flux. This paper is a literature study about ORIGEN2.1 computer code. A brief description of ORIGEN2.1 and its use for calculating radionuclide content of nuclear materials are presented. Radionuclide content produced from californium-252 decay was chosen as a simple case solved by ORIGEN2.1. Californium-252 was simulated to undergo decay for 10 years. The variables which are calculated by ORIGEN2.1 in this case are radionuclide composition, total radioactivity, total alpha radioactivity, and neutron flux. From the results of this simulation, it is shown that small amount of californium-252 produces high neutron intensity so that it can be used as a reliable neutron source for many applications.]]>
<![CDATA[Evaluasi Klasifikasi Struktur, Sistem, dan Komponen RSG-GAS Terhadap Manajemen Penuaan ]]>
<![CDATA[Endiah Puji Hastuti]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (236.973 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5422
<![CDATA[EVALUASI KLASIFIKASI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN RSG-GAS TERHADAP MANAJEMEN PENUAAN. Pada Saat ini RSG-GAS telah beroperasi selama 30 tahun. Sesuai peraturan BAPETEN, mengenai Penilaian Keselamatan Berkala, evaluasi harus dilakukan setiap 10 tahun. Untuk memenuhi persyaratan tersebut perlu dilakukan evaluasi dan analisis sistem secara menyeluruh. Hasil evaluasi melalui analisis ini diperlukan sebagai data dukung permohonan perpanjangan izin operasi ke BAPETEN. Untuk memenuhi persyaratan tersebut, maka salah satu tugas yang perlu dilakukan adalah evaluasi penapisan komponen kritis. Evaluasi dilakukan terhadap penapisan/pengelompokan struktur, sistem dan komponen (SSK) RSG-GAS dengan cara menganalisis klasifikasi SSK RSG-GAS berdasarkan tinjauan terhadap Perka BAPETEN terkait SSK dan Safety kriteria IAEA mengenai reaktor riset. Metode kedua adalah telaah terhadap laporan perawatan dan perbaikan terhadap SSK yang termasuk dalam kriteria kelas keselamatan terutama pada tipe A. Klasifikasi SSK RSG-GAS yang terdiri atas 1. kelas keselamatan (safety class), 2. kelas kualitas (quality class), dan 3. kelas seismik (seismic class), telah memenuhi kriteria Perka BAPETEN 8/2008 mengenai manajemen penuaan reaktor non daya dan Perka BAPETEN 1/2011 mengenai desain keselamatan reaktor non daya, serta memenuhi kriteria keselamatan IAEA SSR3 mengenai klasifikasi struktur, sistem dan komponen reaktor riset. Hasil analisis terhadap kesesuaian klasifikasi SSK RSG-GAS terhadap Perka BAPETEN No. 8/tahun 2008 tentang ketentuan keselamatan manajemen penuaan reaktor nondaya, IAEA SSR3 mengenai keselamatan reaktor riset, serta hasil rekam data operasi sistem RSG-GAS pada kondisi terkini dapat disimpulkan bahwa kualifikasi SSK tersebut masih sesuai dengan persyaratan manajemen penuaan sehingga memberikan keyakinan terhadap kelangsungan operasi RSG-GAS yang aman]]>
