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

13 14 15 16 17

Kajian Parameter yang Mempengaruhi IGSCC (Inter Granular Stress Corrosion Cracking) pada Material Bejana Tekan Reaktor tipe PWR (Pressurized Water Reactor) Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Bejana tekan merupakan satu bagian dari reactor coolant pressure boundary, dan integritasnya sangat penting dijaga untuk keselamatan operasi dari reaktor. Inter Granular Stress CorrosionCracking (IGSCC) merupakan mekanisme degradasi penting yang perlu dipertimbangkan untukkeselamatan komponen nuklir yang terbuat dari stainless steel, khususnya pada daerah terpengaruhpanas (heat affected zones). Kerusakan akibat IGSCC terjadi pada material yang rentan, dalamlingkungan yang korosif dan dengan adanya temperatur operasi yang tinggi dan residual stres.IGSCC terjadi akibat kombinasi faktor lingkungan (air pendingin yang agresif), material yangsensitif dan stress yang terjadi pada material secara bersamaan. Dari data operasi reaktor di USA,pengelolaan kimia air yang baik dapat menurunkan impak korosi dengan meningkatnya faktorkapasitas reaktor dari 71,7 % pada 1989 menjadi 88,7 % di tahun 1999. Pengendalian kimia air bisamenurunkan resiko dari IGSCC dan meningkatkan kehandalan sistem. Tujuan kajian ini untukmengetahui parameter yang mempengaruhi IGSCC dan cara pengendaliannya. Untuk mengantisipasiterjadinya IGSCC harus dipahami dengan seksama interaksi antara material struktur dan pendingin.Pengendalikan IGSCC pada material dan komponen reaktor nuklir adalah dengan menurunkan dayaoksidasi air pendingin reaktor. Daya oksidasi air pendingin berkurang bila konsentrasi oksigen dalamair pendingin sekitar 20 ppb. Hal ini dapat dicapai dengan penambahan hidrogen kedalam airpendingin. Penambahan hidrogen untuk menurunkan konsentrasi oksigen dikenal dengan HydrogenWater Chemistry (HWC).

STUDI LITERATUR, INOVASI FITUR KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR MELALUI PENGGUNAAN TEKNOLOGI FLUIDA NANO SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN Puradwi Ismu Wahyono; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.2.2954

Salah satu fiturkeselamatan reaktor nuklir adalah sistem pendinginan teras dalam keadaan darurat. Pendingin yangdipergunakan adalah air. Hasil studi literatur pada penelitian terdahulu tentang fluida nano, sebagai pendingindalam pendidihan kolam, menunjukkan meningkatnya CHF atau fluk kalor maksimum dan konduktivitas termalsebagai fungsi konsentrasi fluida nano. Peningkatan fluk kalor maksimum juga dialami pada eksperimenrewetting batang panas menggunakan air pada temperatur tinggi sebagai fungsi temperatur awal. Hasil studiliteratur memberikan ide inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir melalui penggunaan teknologi fluida nanosebagai fluida pendingin. Pertimbangan yang diperlukan adalah CHF, konduktivitas termal, pengembanganfluida nano berkelas nuklir, dan kriteria fluida nano yang diperlukan. Aplikasi fluida nano sangat potensialsebagai sebuah inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir. Inovasi tersebut perlu dikaji lebih lanjut dalam sebuahpenelitian untuk membuktikan bahwa perbaikan pertukaran kalor pada paska CHF menggunakan fluida nanoakan lebih menjamin proses pendinginan yang lebih cepat.

ANALISIS UNJUK KERJA PEMANAS DAN PENDINGIN DI UNTAI FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF Mahran Noufal; Giarno Giarno; Joko Prasetio; Dedy Haryanto; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Untai FASSIP-01 adalah fasilitas simulasi sistem pasif yang digunakan untuk menginvestigasi fenomena sirkulasi alami guna penguasaan kemampuan desain reaktor dengan sistem keselamatan pasif. Untai FASSIP-01 yang terdiri dari section berupa pipa stainless steel berdiameter 1 inch yang disusun membentuk untai rektangular dengan ukuran lebar 350 cm dan tinggi 600 cm. Komponen utama yang terpasang pada untai rektangular adalah tangki heater sebagai pemanas dan tangki cooler sebagai pendingin. Dalam rangka persiapan eksperimen, perlu dilakukan analisis awal untuk mengetahui unjuk kerja pemanas dan pendingin pada untai FAS-SIP-01. Analisis dilakukan dengan perhitungan berdasarkan data pengukuran yang diperoleh melalui variasi daya pemanas untuk mengetahui waktu optimal dalam proses pemanasan dan pendinginan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada daya total 20 kW, waktu yang dibutuhkan untuk mencapai temperatur air 75 °C adalah sekitar 0,48 jam. Begitu juga dengan kinerja refrigerator dan tangki pendingin, dimana bila kalor yang diserap refrigerator selama pendinginan semakin besar maka waktu pendinginan optimal akan semakin cepat tercapai.

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi; Sagino Sagino
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Kecelakaan pada PLTN Fukushima menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi suatu keharusan. Sistem keselamatan pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini fenomena sirkulasi alamiah. Kegiatan eksperimen awal aliran sirkulasi alamiah melalui simulasi sistem keselamatan pasif ini dilakukan untuk mengetahui kecepatan aliran pada untai uji NC-QUEEN yang dilakukan melalui perhitungan dari hasil eksperi-men. Eksperimen dilakukan dengan menvariasikan perbedaan ketinggian posisi antara cooler dan heater yaitu H-1=1,4 m, H-2=1 m, dan H-3=0,3 m. Dari hasil eksperimen dan perhitungan didapat-kan nilai kecepatan rata-rata pada variasi ketinggian H-1 adalah 0,0000103601 m/detik, H-2 adalah 0,00000619464 m/detik dan H-3 adalah 0,0000018315 m/detik. Berdasarkan hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa semakin tinggi jarak antara heater dan cooler maka semakin cepat kecepatan rata-rata airnya.

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.

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U3Si2-Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Jati Susilo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Penelitian sebelumnya telah dilakukan perhitungan faktordaya (ppf) dan reaktivitas batang kendali teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Al 4,8gU/cc dengankawat kadmium. Nilai Reaktivitas batang kendali dan ppf teras tersebut telah memenuhi margin keselamatan.Dalam penelitian ini dilakukan analisis terhadap parameter keselamatan teras lainnya yaitu koefisienreaktivitas teras yang meliputi koefisien reaktivitas suhu dan koefisien reaktivitas void moderator.Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar adalah perubahan reaktivitas teras akibat naiknya suhubahan bakar. Sedangkan koefisien reaktivitas void perlu diketahui sebagai gambaran perubahan reaktivitasteras jika terjadi hal-hal tertentu yang mengakibatkan berkurangnya densitas air. Perhitungankoeffisien reaktivitas teras dilakukan dengan paket program SRAC modul CITATION. Sedangkanperhitungan persiapan tampang lintang makroskopis elemen bakar dan elemen kendali dilakukandengan modul PIJ. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa teras RSG-GAS berbahan bakar U3Si2-Alkerapatan 4,8gU/cc dengan kawat kadmium mempunyai koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dankoefisien reaktivitas void yang negatif. Atau dengan kata lain bahwa jika terjadi penurunan densitasmoderator atau kenaikan suhu bahan bakar, maka reaktivitas teras akan berkurang (populasi neutronmenurun). Sehingga teras tersebut telah memenuhi prinsip desain keselamatan teras reaktor yaitumempunyai sifat inherent safety.

PENGENALAN MSDS BAHAN KIMIA DALAM PROSES REAKSI BUNSEN UNTUK MENUNJANG KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA Rahayu Kusumastuti; Itjeu Karliana
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 4 (2008): November 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.4.2940

Produksi hidrogen termokimia I-S yangmelibatkan reaksi bunsen saat ini belum dilaksanakan di Indonesia, tetapi masih dalam kajian dan eksperimen dilaboratorium. Dengan demikian, tingkat resiko tersebut belum diketahui. Oleh karena itu diperlukan pemahamandan kesadaran terhadap resiko di laboratorium. Untuk memperoleh pemahaman dan kesadaran terhadap resiko dilaboratorium tersebut, sebuah dokumen yang memuat data mengenai sifat dan karakter material, yang di sebutMaterial Safety Data Sheet (MSDS) diperlukan. MSDS merupakan dokumen mengenai pengenalan umum, sifatbahan, cara penanganan, penyimpanan, pemindahan dan pengelolaan limbah buangan bahan kimia. Padamakalah ini diuraikan tentang pengertian dan evaluasi MSDS terhadap bahan-bahan yang diperlukan pada reaksibunsen yaitu iodine (I2), HI ,H2SO4 dan SO2. Dengan MSDS, sifat dan karakter bahan kimia yang digunakanpada reaksi bunsen yang merupakan bahan tidak mudah meledak, tidak mudah terbakar akan tetapi bersifatkorosif dan reaktif terhadap logam tersebut diketahui. Dengan demikian, perlu perlakuan spesifik terhadap bahankimia tersebut yang termasuk bahan berbahaya dan beracun. Pengetahuan, pemahaman dan implementasiterhadap MSDS dapat menjamin keselamatan dan kesehatan kerja di laboratorium.

ANALISIS EKSENTRISITAS BANTALAN UNTUK POROS DALAM SISTEM TURBIN GAS Sri Sudadiyo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 3 (2010): Agustus 2010
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Konsep Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) tipe Reaktor Garam Cair (Molten Salt Reactor / MSR) dinilaibaik dalam keselamatan untuk alat pembangkit listrik karena mempunyai dua siklus pendinginan yaitu pendinginprimer dan pendingin sekunder. Sistem pendingin sekunder dari MSR ini menggunakan siklus tertutup turbinhelium dimana temperatur masuk masuk turbin 973K dan tekanan 0,5 MPa. Sebagian besar kerja yangdihasilkan turbin dimanfaatkan untuk memutar kompresor yang terletak pada poros yang sama dengan turbin.Poros tersebut didukung oleh bantalan sehingga eksentrisitas dari bantalan harus diketahui agar tidak terjadigesekan antara poros dan bantalan. Dari hasil perhitungan diperoleh angka dari faktor eksentrisitas sebesar 0,61sehingga siklus tertutup turbin helium ini layak diaplikasikan dalam instalasi MSR.

ANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR Dedy Haryanto; Mulya Juarsa; Almira Citra Amelia; Dinan Andiwijayakusuma
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 2 (2017): November 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR. Station Black Out (SBO) di Fukushima Daiichi Jepang terjadi karena tidak adanya catu daya listrik bagi sistem aktif untuk mendinginkan teras reaktor, sehingga panas peluruhan di teras reaktor tidak dapat dibuang ke sistem pengambilan sisa panas dan kelingkungan. Untuk itu diperlukan sistem keselamatan pasif untuk membuang sisa panas hasil peluruhan yang dihasilkan ketika SBO terjadi atau sebab-sebab lain yang mengakibatkan sistem aktif tidak berfungsi. FASE-PRHRS (Fasilitas Eksperimen-Passive Residual Heat Removal System) merupakan suatu fasilitas eksperimen keselamatan sistem pasif yang direncanakan akan dibuat dengan skala tinggi 1/1 dan ditujukan untuk penelitian pengambilan panas sisa pada teras reaktor dan beroperasi secara alamiah tanpa membutuhkan catu daya listrik. Fasilitas tersebut menggunakan struktur Untai Uji Termohidrolika Reaktor (UUTR) sebagai penopang komponen-komponennya se- hingga struktur mengalami penambahan beban selain beban dari komponen-komponen UUTR. Un- tuk mengetahui keamanan penggunaan struktur UUTR sebagai penopang maka dilakukan pengujian secara simulasi menggunakan perangkat lunak analisis struktur. Hasil pengujian mendapatkan tegan- gan mekanik terbesar yang terjadi yaitu 4,41 x 106 N/m2, sedangkan translation displacement terbesar yaitu 0,1150 mm. Tegangan mekanik yang terjadi masih lebih kecil dibandingkan dengan yield strength material dari Carbon Steel ASTM A36 dan masih dalam daerah elastis material. Se- dangkan translation displacement yang terjadi sangat kecil sehingga tidak mengakibatkan perubahan bentuk pada struktur UUTR. Dengan demikian struktur UUTR dalam kondisi aman dengan adanya pembebanan berupa komponen UUTR dan FASE-PRHRS. Kata kunci: struktur UUTR, FASE-PRHRS, tegangan mekanik, translation displacement

ANALISIS PENGARUH TEKANAN DAN TEMPERATUR TERHADAP PROSES PENYARINGAN CO2 DAN H2O PADA MOLECULAR SIEVE Arifal Arifal; Sriyono Sriyono; Sumijanto Sumijanto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

RGTT200K adalah reaktor berpendingingas temperatur tinggi dengan daya 200 MWth kogenerasi, selain untuk menghasilkan listrik, panasyang dihasilkan dapat digunakan untuk mendukung berbagai proses seperti produksi hidrogen, desalinasi,gasifikasi/pencairan batubara, dll. Reaktor RGTT200K menggunakan gas helium sebagaipendingin. Kemurnian helium harus dijaga selama reaktor beroperasi dengan Sistem Pemurnian Helium(SPH). Ada 4 tahapan proses dalam sistem ini yaitu penyaringan partikulat padat, oksidasi gaspengotor, penyaringan molekuler, dan absorbsi k

Page 15 of 20 | Total Record : 191

13 14 15 16 17

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