Articles
191 Documents
<![CDATA[RANCANG BANGUN SISTEM KELISTRIKAN MOTOR POMPA INJEKSI INHIBITOR ]]>
<![CDATA[M. Taufiq]]>;
<![CDATA[Teguh Sulistyo]]>;
<![CDATA[Kiswanto Kiswanto]]>;
<![CDATA[Santosa Pujiarta]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.2.112
<![CDATA[RANCANG BANG UN SISTEM KELISTRIKAN MOTOR POMPA INJEKSI INHIBITOR. Dalam rangka pengendalian kualitas air yang berkaitan dengan pertumbuhan kerak, korosi dan mikro organisme yang terjadi padajalur pipa PAOI BROI dan PA02 BR02 sistem pendingin sekunder RSG-GAS, telah dilakukan rancang bangun sistem kelistrikan motor pompa injeksi inhibitor PAQ 01102/03 meliputi rangkaian sistemkontrol motor pompa injeksi inhibitor PAQ02 APO I, rangkaian sistem kontrol motor pompa injeksi NaOCI PAQOI APOI, rangkaian sistem kontrol pompa injeksi inhibitor PAQ02 AP02 dan rangkaian sistem kontrolpompa pengaduk RW02. Rangkaian sistem kontrol motor pompa PAQ 02 APOI yang terpasang pada tangki inhibitor akan beroperasi pada saat kontrol konduktivitas CQOI menunjukkan kondisi blow down dan motorpompa PAQ02 AP02 tidak beroperasi pada saat kontrol level CL02 menunjukkan batas terendah. Denganrancang bangun sistem kelistrikan motor pompa injeksi inhibitor PAQ 01/02/03 ini diharapkan motor pompainjeksi NaOCI PAQOI APOI beroperasi secara kontinyu dan sistem kontrol pompa injeksi inhibitor PAQ02 AP02 beroperasi secara otomatis.]]>
<![CDATA[PERBANDINGAN SISTEM PENGONTROLAN PID KONVENSIONAL DENGAN PENGONTROLAN CMAC, FUZZY LOGIC DAN ANN PADA WATER LEVEL PRESSURIZER ]]>
<![CDATA[Restu Maerani]]>;
<![CDATA[Syaiful Bakhri]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.3.2109
<![CDATA[PEMBANDINGAN SISTEM PENGONTROLAN PID KONVENSIONAL DENGANPENGONTROLAN CMAC, FUZZY LOGIC DAN ANN PADA WATER LEVELPRESSURIZER. Sistem pengontrolan berbagai parameter dalam pengoperasian di pressurizersangat diperlukan untuk menjamin keselamatan reaktor daya PWR. Berbagai penelitian telahdilakukan untuk mendapatkan metode pengontrolan yang paling tepat, untuk mendapatkan tingkatkeselamatan yang tinggi. Pengontrolan yang paling mudah dan paling banyak digunakan adalah PIDcontroller karena struktur yang kuat dan sederhana. Sedangkan pengontrolan lainnya yang juga bisadigunakan adalah CMAC (Cerebellar Model Articulation Controller), Fuzzy Logic serta ANN(Artificial Neural Networks) yang masing-masing memiliki kelebihan dan kekurangan. Studi inimengkaji berbagai paradigma pengontrolan ini sehingga diharapkan dapat dipilih model sistempengontrolan yang lebih tepat, akurat serta memiliki sistem yang dapat mendukung kinerjapressurizer dengan baik. Sedangkan untuk lebih memberikan gambaran detil, kajian dikhususkanpada keempat pengontrolan tersebut dalam aplikasinya dipengukuran water level pressurizer padareaktor daya tipe PWR .Kata Kunci : Pressurizer, PID, CMAC, ANN, Fuzzy Logic]]>
<![CDATA[PEMERINGKATAN FAKTOR ORGANISASIONAL KESELAMATAN DENGAN METODA SMART ]]>
<![CDATA[Johnny Situmorang]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1330
<![CDATA[PEMERINGKATAN FAKTOR ORGANISASIONAL KESELAMATAN DENGAN METODA SMART. Evaluasi terhadap kinerja keselamatan dari aspek faktor organisasional dengan pendekatan analisis keputusan multi kriteria dilakukan berdasarkan perkiraaan faktor pengaruh sesuai dengan peringkatnya, Peringkat faktor pengaruh diperkirakan dengan menentukan bobot setiap faktor melalui analisis varians dengan bantuan perangkat lunak SPSS 17. Pada analisis faktor, seluruh atribut yang dipertimbangkan distrukturisasi berdasarkan besarnya varians setiap atribut yang berkontribusi terhadap hal yang dipertimbangkan. Selain besaran varians tersebut, atribut dikelompokkan menurut besarnya varians yang bersesuaian. Sesuai dengan besaran varians, bobot numerik kelompok ditentukan dari keputusan multi kriteria. Berdasarkan pembobotan tersebut, pemeringkatan dilakukan dengan metoda SMART (Simple Multi Attribute Rank Technique). Analisis data dilakukan dengan menggunakan data yang diperoleh dari pelaksanaan kuesioner pada empat unit kerja di lingkungan BATAN. Hasilnya adalah terdapat 28 atribut terpilih yang dikelompokkan ke dalam 10 kelompok. Peringkat tertinggi yang diperoleh ditempati oleh kelompok sistem manajemen kompetensi dengan atribut penetapan dan pemeliharaan tingkat kompetensi. Peringkat terendah ditempati oleh kelompok atribut kondisi tempat kerja dengan atribut pengkajian risiko pertimbangan tugas rutin dan bukan rutin pada posisi terbawah.Kata Kunci : Bobot riteria, Peringkat kriteria, Metoda SMART, Faktor organisasional keselamatan]]>
<![CDATA[PERANCANGAN SISTEM INFORMASI KEADAAN DARURAT PADA SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN ]]>
<![CDATA[Tulis jojok suryono]]>;
<![CDATA[Restu maerani]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 4 (2013): November 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.4.2114
<![CDATA[PERANCANGAN SISTEM INFORMASI KEADAAN DARURAT PADA SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN. Ruang kendali utama merupakan tempat yang digunakan sebagai pusat untuk memonitor dan mengendalikan reaktor. Beberapa informasi yang terkait dengan status reaktor dan alarm ditampilkan dalam layar peraga lebar dan monitor LCD pada meja konsol yang berada pada RKU tersebut. Operator dapat dengan segera melakukan tindakan berdasarkaninformasi yang tersedia tersebut agar operasi selamat reaktor dapat terjamin. Informasi ini hanya bisa diakses oleh operator yang berada dalam ruang kendali tersebut, sedangkan pekerja di lingkungan reaktor tersebut tidak bisa mendapatkan informasi tersebut. Dengan demikian diperlukan suatu sistem yang dapat memberikan informasi kepada pekerja di luar ruang kendali utama tentang status reaktor tersebut (normal, abnormal dan darurat). Penelitian ini bertujuan untuk merancang sistem tersebut sebagai bagian dari sistem manajemen keselamatan. Penelitian dilakukan dengan cara mengumpulkan data tentang kejadian darurat pada reaktor dan dampaknya. Data tersebut kemudiandisimpan dalam database sebagai sumber informasi yang akan ditampilkan pada sistem antarmuka yang akan dirancang. Hasil perancangan menunjukkan sistem informasi keadaan darurat tersebut dapat digunakan oleh semua pengguna yang berada dalam lingkungan kerja tersebut.Kata Kunci : sistem informasi, sistem manajemen keselamatan, darurat]]>
<![CDATA[INVESTIGASI PEMANTAUAN KONDISI VIBRASI UNTUK KESELAMATAN OPERASI POMPA PENDINGIN PWR ]]>
<![CDATA[Syaiful Bakhri]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.3.2105
<![CDATA[INVESTIGASI PEMANTAUAN VIBRASI UNTUK KESELAMATAN OPERASI POMPAPENDINGIN PWR. Pompa pendingin reaktor adalah salah satu komponen penting dalam sistemkeselamatan di PWR yang pemeliharaannya membutuhkan pemantauan secara online seperti melaluianalisis vibrasi. Penelitian ini mendemonstrasikan investigasi berbagai kerusakan baik mekanik,elektromekanik maupun munculnya fenomena hidrolika dengan membandingkan hasil pengukurandengan berbagai model spektrum frekuensi kerusakan berbasis vibrasi yang ada.Untuk pengujiannya,mengingat tidak tersedianya pompa pendingin PWR, maka motor pendingin sekunder reaktor risetGA Siwabessy dengan prinsip motor induksi dan pompa yang sama dengan di PWR digunakan.Diperoleh hasil awal kondisi motor pendingin yang relatif baik dengan nilai RMS sinyalternormalisasi adalah 0.5187, nilai kurtosisnya 2.08, dan crest factor 2.60, masih relatif berada dibawah batas-batas level tanda-tanda kerusakan. Selain itu, penelitian ini berhasil mengidentifikasidugaan munculnya fenomena kavitasi dengan puncak frekuensi random antara 1000-1250 Hz danfrekuensi BPF sekitar 125 Hz, walaupun hasil ini perlu konfirmasi yang lebih lanjut dengan analisisyang lebih detil pada pengukuran disisi pompa.Kata Kunci : keselamatan, pompa pendingin, analisis vibrasi, PWR]]>
<![CDATA[PENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI ]]>
<![CDATA[Nurul Huda]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1345
<![CDATA[PENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI. Hidrogen adalah molekul penting untuk energi dan pangan. Penggunaan hidrogen untuk energi dapat mengatasi sekaligus dua masalah, yaitu susutnya cadangan bahan bakar minyak dan pemanasan global. Di bidang pangan, hidrogen dibutuhkan sebagai bahan baku pembuatan amonia untuk pupuk nitrogen. Senyawa yang mengandung hidrogen dengan kelimpahan tinggi dan murah adalah air. Sumber energi primer diperlukan untuk merengkah molekul air dan menghasilkan hidrogen. Sumber energi potensial untuk tujuan tersebut adalah nuklir. Melalui sistem kogenerasi, reaktor nuklir gen-IV (generasi IV) merupakan sumber kalor strategis untuk produksi hidrogen dari air karena sifat gen-IV yang berkelanjutan dan mampu menghasilkan kalor temperatur tinggi dengan sistem keselamatan melekat yang andal. Tujuan makalah ini adalah menentukan kapasitas produksi hidrogen dari perengkahan air berdasarkan distribusi kalor RGTT (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) Kogenerasi. Dua teknik termokimia perengkahan air, yaitu siklus-SI (Sulfur-Iodium) dan siklus-I (Iodium) disimulasikankan dengan Aspen HYSYS. Hasil simulasi menunjukkan bahwa kalor 200 MW dari RGTT200K yang teralokasikan untuk produksi hidrogen adalah 59 MW. Daya kalor tersebut setara dengan laju produksi hidrogen 683 kg/jam (siklus-SI) atau 1.054 kg/jam (siklus-I). Siklus-SI dan siklus-I berada pada tahap pengembangan skala laboratorium dan ditujukan untuk produksi hidrogen dari air dengan energi nuklir tanpa pasokan gas alam.Kata Kunci : hidrogen, energi, pangan, reaktor nuklir, kogenerasi]]>
<![CDATA[KAJIAN PENGARUH KONTAMINASI TERHADAP RUGI-RUGI DIELEKTRIK DAN BREAKDOWN MINYAK TRANSFORMATOR ]]>
<![CDATA[Teguh Sulistyo]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.2.113
<![CDATA[KAJIAN PENGARUH KONT AMINASI TERHADAP RUGI-RUGIDIELEKTRIK DANBREAKDOWN MINYAK TRANSFORMATOR. Minyak transformator merupakan media isolasi dan pendingin pada transformator. Oleh karena itu kemurnian dari minyak transformator harus selalu diperhatikan.Ketidakmumian dapat muncul dalam minyak transformator baru akibat proses pembuatan atau selama proses penyimpanan maupun selama pemakaian akibat pengaruh lingkungan, seperti uap air, gas, partikel padat dan lain-lain. Disamping itu temperatur minyak transformator harus selalu dijaga karena dapat menyebabkan terjadinya pemuaian sehingga memungkinkan terjadinya kontaminasi akibat pertambahan volume. Semua faktor tersebut merupakan penyebab timbulnya rugi-rugi dielektrik minyak transformator yang dapat menyebabkan kekuatan dielektrik minyak transformator menjadi berkurang sehingga akan mempercepat proses breakdown minyak transformator. Dari hasil pengukuran temperatur transformator menggunakan infrared thermograph typeThermo Tracer TH9100PM Vl/PW VI menunjukkan temperatur pada bagian konservator transformator BHT03 tipe minyak mencapai temperatur 89°C dan karena kondisi temperatur serta sirkulasi udara di ruangtransformator BHT03 yang senantiasa berubah maka pemuaian minyak transformator menjadi tidak konstan sehingga cenderung merusak komposisi minyak transformator tersebut, sedangkan pada pengukuran tahanan isolasi antar phasa-phasa diperoleh hasil 200.000 MQ dan phasa-netral sebesar 2.000 MQ, serta dari treatment minyak transformator BHT03 terhadap breakdown menunjukkan peningkatan rata-rata sebesar 87,33 kV /2,5 mm. Nilai ini lebih besar dari standar PLN yaitu ~ 30 kV/2,5 mm, sehingga minyak transformator BHT03 layakdigunakan setelah dilakukan treatment.]]>
<![CDATA[STUDI JENIS PROBE EDDY CURRENT UNTUK INSPEKSI PEMBANGKIT UAP PWR ]]>
<![CDATA[Mudi Haryanto]]>;
<![CDATA[Sri Nitiswati]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 4 (2013): November 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.4.2110
<![CDATA[STUDI JENIS PROBE EDDY CURRENT UNTUK INSPEKSI PEMBANGKIT UAP PWR.Pembangkit uap adalah komponen utama PLTN yang berfungsi sebagai penghasil uap jenuh tekanantinggi. Degradasi penuaan pembangkit uap khususnya pada tabungnya akan menyebabkan cacat padadinding tabung bagian luar dan bagian dalam. Cacat pada tabung pembangkit uap adalah primarywater stress corrosion cracking, korosi, erosi, denting dan retak. Untuk menjamin kelangsunganberoperasinya pembangkit uap, perlu dilakukan inspeksi dengan teknik eddy current. Makalah inimempelajari berbagai jenis probe yang digunakan untuk inspeksi pembangkit uap. Untuk teknik eddycurrent ada dua jenis probe yang biasa digunakan yaitu probe absolut dan probe differensial. Dariberbagai jenis cacat pada pembangkit uap perlu ditentukan jenis probe yang tepat untuk digunakanmendeteksi semua jenis cacat tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah mengkaji jenis probe eddycurrent yang dapat digunakan untuk inspeksi steam generator, dengan sekali scanning pada tiap ta-bung dalam mendeteksi semua jenis cacat. Metodologi yang digunakan adalah memahami desainpembangkit uap, memahami berbagai jenis cacat yang ada pada pembangkit uap dan mengkaji jenisprobe didasarkan pada jenis dan karakteristik cacat yang ada pada pembangkit uap. Hasil kajiandiperoleh jenis probe untuk inspeksi pembangkit uap PWR yaitu probe array eddy current. Probearray ini mampu mendeteksi semua jenis cacat korosi meliputi korosi lokal (pitting corrosion),korosi gradual (wastage, fretting) dan berbagai macam retak baik retak melingkar maupun retakmemanjang dalam satu kali scanning (sapuan). Keunggulan lainnya dari probe array ini adalahmampu untuk menghemat waktu dan biaya inspeksi.Kata Kunci : eddy current, tabung pembangkit uap, uji tak rusak]]>
<![CDATA[VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA ]]>
<![CDATA[Gregorius Bambang Heru]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1334
<![CDATA[VALIDASI DAN KARAKTERISASI FLOW METER E-MAG UNTUK PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA FASILITAS EKSPERIMEN UNTAI UJI BETA. Pengembangan sistem akuisisi data fasilitas eksperimen Untai Uji BETA (UUB) berbasis komputer dilakukan untuk memperoleh data pengukuran secara real-time dan simultan. Diperlukan formulasi karakterisasi dari masing masing parameter pengukuran sebagai dasar perhitungan dalam pembuatan program aplikasi akuisisi data sehingga data pengukuran dapat ditampilkan dan disimpan. Salah satu parameter pengukuran yang dikembangkan adalah debit aliran sisi sekunder UUB dimana formulasi karakterisasi diperoleh dengan menginterpolasi nilai pembacaan debit aliran dengan pengukuran nilai arus yang dihasilkan flow meter E-MAG untuk berbagai variasi kecepatan pompa. Dengan menggunakan metoda persamaan garis lurus, diperoleh formula karakterisasi debit aliran (Q) = 153.2 * Arus (I) - 605.4. Telah dilakukan pula validasi secara sederhana dengan membandingkan antara debit aliran pengukuran dengan debit aliran pembacaan dan diperoleh simpangan relatif sebesar ±2,93%.Kata Kunci : Untai Uji BETA, sistem akuisisi data, validasi dan karakterisasi, flow meter.]]>
<![CDATA[STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ]]>
<![CDATA[Zuhair Zuhair]]>;
<![CDATA[Rokhmadi Rokhmadi]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2013.17.3.2106
<![CDATA[STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTRPEBBLE BED. HTR pebble bed adalah reaktor temperatur tinggi berbahan bakar pebble danberpendingin gas helium dengan teras densitas daya rendah. Teras HTR pebble bed disebut terasgrafit penuh karena mengggunakan struktur grafit sebagai moderator dan reflektor, partikel bahanbakar berlapis grafit dan elemen bakar grafit lengkap. Makalah ini mendiskusikan sensitivitasketinggian teras reaktor dalam desain HTR pebble bed. Perhitungan dikerjakan dengan programtranspor Monte Carlo MCNP5 pada temperatur kamar. Berbagai opsi matriks bahan bakar UO2,PuO2 dan ThO2/UO2 dieksaminasi untuk konfigurasi teras dengan rasio F/M 1:0 dan F/M 1:1. Hasilperhitungan memperlihatkan kondisi kritis teras dengan bahan bakar PuO2 untuk rasio F/M 1:0 di-capai pada ketinggian 66 cm, ThO2/UO2 pada ketinggian 88 cm dan UO2 pada ketinggian 106 cmsedangkan ketinggian kritis konfigurasi teras PuO2 dengan rasio F/M 1:1 terjadi di 78 cm, ThO2/UO2 di 124 cm dan UO2 di 138 cm. Hasil-hasil ini menyimpulkan bahwa selain pengkayaan, radiuskernel, fraksi packing partikel TRISO dan dimensi reflektor grafit, ketinggian teras reaktormerupakan salah satu parameter neutronik yang harus dipertimbangkan dalam desain HTR pebblebed dengan matriks bahan bakar yang spesifik.Kata Kunci : HTR pebble bed, ketinggian teras, MCNP5, ENDF/B-VI, rasio F/M]]>
