cover
Article Per Year (5 Year)
All
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
SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir
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
 15   16   17   18   19 
ANALISIS PENGARUH UKURAN BUTIR KARBON AKTIF TERHADAP ADSORPSI GAS N2 DAN O2 PADA KONDISI KRIOGENIK Rahayu Kusumastuti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1348

Abstract

ANALISIS PENGARUH UKURAN BUTIR KARBON AKTIF TERHADAP ADSORPSI GAS N2 DAN O2 PADA KONDISI KRIOGENIK. RGTT200K merupakan reaktor generasi IV yang panasnya dimanfaatkan sebagai pembangkit listrik dan produksi hidrogen. Dalam sistem pengoperasian RGTT 200K, helium sebagai pendingin di prediksikan mengandung beberapa pengotor diantaranya adalah H2O, CO2, CO, CH4, N2, O2, H2. Oksigen dan nitrogen merupakan salah satu jenis pengotor yang harus dipisahkan dari pendingin helium karena berpotensi terhadap degradasi sistem struktur dan komponen. Karbon aktif merupakan salah satu kandidat adsorben yang mempunyai kemampuan memisahkan gas N2 dan O2 pada pendingin RGTT 200K. Oleh karena itu dilakukan analisis pengaruh ukuran butir karbon aktif terhadap adsorpsi gas N2 dan O2 pada kondisi kriogenik dengan tujuan untuk mengetahui pengaruh ukuran butir karbon aktif terhadap kapasitas adsorpsi karbon aktif dengan pemodelan unit adsorpsi Langmuir. Analisis dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak ChemCad. Hasil analisis menunjukkan bahwa ukuran butir mempunyai pengaruh yang signifikan. Kenaikan ukuran butir dari 0,5 mm sampai 10 mm akan menurunkan kapasitas serap oksigen dan nitrogen dari 1,12 gr/sec menjadi 0,2821 gr/sec terjadi penurunan sebesar 74,8125 % . Dengan ukuran butir 0,5 mm, mempunyai kapasitas adsorpsi paling maksimal. Namun pada ukuran butir semakin kecil maka presure drop nya semakin tinggi.Kata Kunci : Adsorpsi, Ukuran Butir, Karbon Aktif, Kriogenik
PEMBUATAN PELINDUNG MOTOR CRANETIPE SWL 10 TON Sagino Sagino; Dedy Haryanto; Paidjo Paidjo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.2.114

Abstract

PEMBUATAN PELINDUNG MOTOR CRANE TIPE SWL 10 TON. Telah dilakukan pembuatan pelindung motor crane tipe SWL 10 ton, yang berfungsi untuk melindungi motor crane dari percikan air akibat adanya kebocoran pada atap ruang bengkel. Desain pelindung dibuat seringan mungkin sehingga tidak menjadi beban yang berarti bagi crane dan bersifat knockdown yang mudah dibongkar pasang sehingga tidak menjadi penghalang ketika dilakukan pekerjaan perawatan motor. Rangka pelindung terbuat dari besi hollow berukuran 20 x 20 mm dengan tinggi 1,64 m, luas area yang terlindungi 1,84 x 2,5 m2 sesuai dengan besar motor crane, sedangkan rangka atap dari besi plat tebal 2 mm dan atap dari bahan fiberglass setebal 2 mm. Dengan adanya pelindung ini motor crane diharapkan dapat terhindar dari kerusakan akibat percikan air dari atap ruang bengkel.
OPTIMALISASI FLOWMETER DYNASONICS PADA FASILITAS EKSPERIMEN TERMOSIFON Tresna mustikasari; Gregorius Bambang Heru; Muhamad Hadi Kusuma
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 4 (2013): November 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.4.2111

Abstract

OPTIMALISASI FLOWMETER DYNASONICS PADA FASILITAS EKSPERIMENTERMOSIFON. Flowmeter Dynasonics digunakan sebagai alat ukur laju alir pada fasilitas eksperimen termosifon dalam rangka pengembangan sistem keselamatan pasif pada PLTN. Untuk dapat digunakan, telah dilakukan optimalisasi pada alat tersebut karena adanya kerusakan pada sistem tampilannya. Optimalisasi dilakukan dengan menggunakan keluaran arus yang diberikan Flowmeter Dynasonic sehingga dapat dibaca oleh sistem akuisisi data National Instruments (DAS-NI). Hal ini dilakukan karena program aplikasi Lab View pada DAS-NI memerlukan persamaan karakterisasi untuk dapat menampilkan data laju alir berdasarkan arus yang diberikan Flowmeter. Pengujian untukoptimalisasi dilakukan dengan membandingkan hasil karakterisasi dan simulasi pada DAS-NI mengunakan kalibrator Jofra. Error pada pembacaan diperoleh dengan membandingkan persamaan karakterisasi dengan simulasi untuk masukan arus yang sama. Dari hasil karakterisasi dan pengujian yang dilakukan diperoleh persamaan karakterisasi y = 177,1x - 871,0 dan persamaan pengujian y = 172,8x - 851,0 dengan error relatif pembacaan sebesar 3,052297 %. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa Flowmeter Dynasonics dapat dioptimalkan dengan menggunakan program Lab View.Kata Kunci : termosifon, flowmeter, karakterisasi
PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA Dedy Haryanto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1335

Abstract

PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA. Telah dilakukan perancangan kondensor kompak yang sesuai dengan persyaratan untuk dioperasikan pada tekanan 10 bar dan temperatur 90 ºC. Pengoperasian kondensor kompak ini dengan cara diintegrasikan pada Untai Uji BETA (UUB). Perancangan kondensor kompak bertujuan untuk mendapatkan sebuah kondensor yang mudah dibongkar pasang sehingga dapat mempermudah perawatannya. Kondensor kompak ini akan menggantikan kondensor yang telah ada dan berfungsi untuk mengambil kalor dari instalasi Untai Uji BETA, dimana sisi sekunder kondensor dapat dimanfaatkan oleh fasilitas penelitian yang lain. Bagian-bagian kondensor kompak terdiri atas tube dan flange ¾ inchi, cap atas flange slip on 24 inchi serta tabung kondensor, spiral tube, cap bawah dan support. Pada bagian dalam kondensor terdapat spiral tube sebagai sisi primer dan hanger sebagai tempat dudukan spiral tube. Perancangannya diawali dengan menentukan ketebalan minimal pipa yang akan digunakan melalui suatu perhitungan. Dari hasil perhitungan didapatkan bahwa pipa yang digunakan adalah pipa seamless berdiameter nominal 24” sch. 10 dan tube stainless steel seamless berdiameter 33,4 mm tebal 1,5 mm untuk menghubungkan dengan Untai Uji BETA. Komponen-komponen yang diperoleh masih harus dianalisis lebih lanjut untuk mengetahui kekuatan mekanik sebelum dipabrikasi.Kata Kunci : perancangan, kondensor kompak, Untai Uji BETA
KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR DAYA GENERASI LANJUT Maman Mulyaman
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.2.110

Abstract

KAJIAN FLUKS NEUTRON TERAS REAKTOR DAYA GENERASI LANJUT. Pada saat ini sedang dikembangkan sistem energi nuklir generasi keempat (SEN Gen IV) atau generasi lanjut oleh Generation IV International Forum (OIF). Sistem energi nuklir tersebut adalah : (1) Gas-Cooled Fast Reactor (GFR), (2) Lead-Cooled Fast Reactor (LFR), (3) Molten Salt Reactor (MSR), (4) Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), Super Critical Water Reactor (SCWR), dan (6) Very High Temperature Reactor (VHTR). Dalam perkembangannya reaktor generasi lanjut diharapkan akan bisa menggantikan PLTN yang sedang beroperasi sekarang ini. Agar suatu reaktor bisa beroperasi sesuai dengan yang diharapkan, maka kajian teras reaktor merupakan suatu hal yang sangat penting untuk beroperasinya suatu reaktor. Sebagai langkah awal untuk memahami reaktor generasi lanjut, maka pada penelitian ini telah dilakukan kajian fiuks neutron teras reaktor daya generasi lanjut dari reaktor jenis GFR dengan daya 600 MWth berbahan bakar UPuC/SiC dengan komposisi (UPuC=70% dan SiC=30%) dengan kandungan Pu =20%. Hasil perhitungan dengan mengunakan program komputer MCNP IVB diperoleh fiuks neutron 1,851 x 1015 n/cm 2 Idt.
DESAIN DAN PERAKITAN ALAT KONTROL TEMPERATUR UNTUK PERALATAN NITRIDASI PLASMA Rohmad Salam
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.3.2107

Abstract

DESAIN DAN PERAKITAN ALAT KONTROL TEMPERATUR UNTUK PERALATANNITRIDASI PLASMA. Peralatan kontrol temperatur nitridasi plasma telah dirakit untuk sistempendukung dalam peralatan nitridasi plasma yang digunakan untuk pengerasan permukaan material.Peralatan kontrol temperatur dirancang untuk mengatur temperatur operasi dari ruang dalam tabungnitridasi plasma. Ruang nitridasi dipanaskan menggunakan electric heater sebesar 4KW. Temperaturruang nitridasi plasma dikontrol dengan temperature controller type Autonic TZ4M berjenis PIDdengan kemampuan self-tune. Controller dilengkapi dengan Solid-State-Relay (SSR) dengankapasitas 30 Ampere. Termokopel tipe K dengan kemampuan ukur dan ketahanan diatas1000oCdipakai untuk mengukur temperatur dalam ruang nitridasi untuk diumpankan ke temperaturecontroller. Hasil pengujian menunjukkan peralatan kontrol temperatur bekerja dengan baik denganrentang kestabilan temperatur antara 1oC sampai dengan 2 oC.Kata Kunci : desain dan perakitan,kontrol temperatur, nitridasi plasma.
ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK Abdul Hafidz
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1351

Abstract

ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK. Analisis tegangan pipa merupakan metoda yang tepat untuk memberikan jaminan bahwa sistem pipa instalasi dapat bekerja aman. Tujuan dilakukannya analisis tegangan adalah untuk memastikan bahwa beban-beban yang bekerja tidak melebihi batas tegangan maksimal seperti yang diatur oleh code dan standar khususnya pada daerah belokan pipa hot leg. Sebagai akibat dari pembelokan arah aliran air pendingin primer di belokan pipa maka aliran air terbagi yang menyebabkan terjadinya pusaran air, kavitasi dan getaran. Hal ini mengakibatkan tegangan yang ditahan oleh pipa pada daerah belokan besar. Setelah dilakukan analisis dan perhitungan diperoleh bahwa besar tegangan akibat aliran air tanpa efek termal mencapai 86 MPa dalam arah tangensial sedangkan jika efek termal diberikan dengan temperatur lebih dari 3210 C diperoleh nilai tegangan maksimum hingga 175,8 MPa. Dari hasil perbandingan perhitungan syarat batas yang diperoleh menunjukkan bahwa pipa hot leg dengan sudut belok 510 adalah sangat aman untuk dioperasikan.Kata Kunci : analisis tegangan, hot leg, belokan perpipaan, mekanika teknik.
KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWE ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1325

Abstract

KOMPARASI HASIL PERHITUNGAN INVENTORI HASIL FISI TERAS PLTN PWR 1000 MWe ANTARA ORIGEN2.1 DENGAN ORIGEN-ARP. Reaksi pembelahan (fisi) menghasilkan sejumlah nuklida hasil fisi yang terkumpul pada teras reaktor. Kumpulan dari unsur-unsur hasil fisi, atau disebut sebagai ‘inventori’ hasil fisi mempunyai beberapa karakteristik yang sangat penting untuk diketahui seperti : konsentrasi (massa), aktivitas, jenis inventori, dan daya termal. Untuk itu perlu dilakukan perhitungan inventori hasil fisi pada teras reaktor. Perhitungan inventori hasil fisi dapat dilakukan dengan menggunakan kode komputer (computer code) seperti ORIGEN2.1 dan ORIGEN-ARP. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui komparasi atau perbandingan hasil analisis antara ORIGEN2.1 dengan ORIGEN-ARP dalam hal karakteristik massa (gram), radioaktivitas (Curie), dan daya termal (Watt). Hasil penelitian ini juga bermanfaat untuk memperkaya wawasan dan pengetahuan tentang cara menganalisis inventori hasil fisi yang terbentuk dalam teras reaktor daya. Perhitungan ini dilakukan pada basis reaktor daya PLTN tipe PWR kelas 1000 MWe setelah satu siklus operasi. Hasil analisis dengan code ORIGEN-ARP menunjukkan bahwa jumlah nuklida inventori yang dihasilkan lebih banyak daripada hasil analisis dengan code ORIGEN2.1. Perbedaan hasil keluaran ORIGEN-ARP dengan ORIGEN2.1 terutama pada hasil keluaran massa produk fisi, radioaktivitas inventori dan daya termal. Untuk kategori massa produk fisi, perbedaan terhadap hasil keluaran ORIGEN2.1 mulai dari yang terkecil adalah 0,06% (Sm-150) dan terbesar 48,43% (Sm-148) dan tidak ada perbedaan signifikan untuk massa produk aktivasi. Untuk hasil radioaktivitas, perbedaannya mulai dari 2,94 % (unsur Strontium, Sr) hingga 407,73% (unsur Palladium, Pd). Sedangkan untuk hasil daya termal, perbedaannya mulai dari 1,49 % (unsur Barium, Ba) hingga 114,42% (unsur Palladium, Pd).Kata Kunci : Inventori, PWR, ORIGEN2.1, ORIGEN-ARP
KALIBRASI TERMOKOPEL TIPE-K PADA BAGIAN UJI HeaTiNG-03 MENGGUNAKAN cDAQ-9188 Siti mariam; Keis pribadi; Gregorius bambang heru; ainur rosidi; Mulya juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 4 (2013): November 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.4.2112

Abstract

KALIBRASI TERMOKOPEL TIPE-K PADA BAGIAN UJI HeaTiNG-03 MENGGUNAKANcDAQ-9188. Eksperimen pada bejana uji HeaTiNG-03 membutuhkan alat ukur temperatur yangdapat mengukur temperatur tinggi. Alat ukur temperatur yang digunakan pada bagian uji HeaTiNG-03 adalah termokopel tipe K. Oleh karena itu dibutuhkan alat ukur temperatur yang handal dalampengukuran termal. Untuk mendapatkan hasil yang akurat dalam suatu pengukuran perlu dilakukankalibrasi. Kalibrasi termokopel dilakukan dengan menggunakan termometer standar, NI tipe cDAQ-9188, modul NI-9213 dan program virtual LabVIEW yang telah tersedia. Pengukuran termokopeldibuat dalam beberapa kondisi dari temperatur yang dimulai dari 40°C- 80°C dengan selisih 5°C.Tujuan kalibrasi adalah untuk membandingkan antara hasil pengukuran temperatur dari termokopeldengan termometer standar sehingga diketahui nilai error. Hasil dari kalibrasi TC-A memiliki nilaierror rata-rata 2,65 %, TC-2B 3,32%, TC-3B 2,09%, TC-4B 2,90%, TC-8C 13,65%, TC-4D 3,89% .TC-8C memiliki nilai error rata-rata yang paling tinggi yaitu 13,65%. Sedangkan termokopel yang lainnya memiliki nilai error di bawah rata-rata error seluruh termokopel dengan rata-rata error seluruh termokopel adalah 1,87%.Kata Kunci : termokopel, kalibrasi, DAS-NI
ANALISIS THERMAL-FLOW RGTT DENGAN PROGRAM THERMIX Sudarmono Sudarmono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1341

Abstract

ANALISIS THERMAL-FLOW RGTT DENGAN PROGRAM THERMIX. Analisis 2 dimensi (2D) diperlukan untuk mempelajari karakteristik thermal-flow reaktor di dalam kondisi tunak. Dibandingkan dengan code termal-hidraulik 3D yang telah mapan ATTICA3D (Advanced Thermal Hydraulics Tool for In-vessel & Core Analysis in 3D), code analisis sistem 2D yang baru THERMIX, yang dikembangkan oleh IKE dari University of Stuttgart berbasis TH2D, digunakan untuk melakukan kalkulasi dan analisis thermal-flow RGTT kondisi tunak. Suatu kalkulasi 2D untuk kondisi tunak diterapkan pada dasarnya untuk menunjukkan kemampuan simulasi 2D dari THERMIX, yang akan sangat bermanfaat pada tahap desain selanjutnya untuk konseptual desain RGTT. Berdasarkan perhitungan pada distribusi daya, perbandingan kalkulasi dua dimensi antara ATTICA3D dan THERMIX menunjukkan bahwa hasil-hasil utama yang meliputi penurunan tekanan dan distribusi temperatur berada dalam kesesuaian yang baik. Hasil simulasi 2D yang ditunjukkan dalam makalah ini masih hasil awal, dan pekerjaan penelitian lebih lanjut, seperti perbandingan dengan data eksperimental atau dengan beberapa code CFD komersial, perlu dilaksanakan dalam rangka untuk memvalidasi lebih lanjut code THERMIX dan mempelajari karakteristik 2D dari RGTT di masa mendatang.Kata Kunci : thermal-flow, RGTT, THERMIX, ATTICA3D, kondisi tunak

Page 17 of 20 | Total Record : 191

 15   16   17   18   19 

Filter by Year

2008 2021


Reset
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