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

1 2 3 4 5

ANALISIS KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG–GAS Roziq Himawan; Sriyono Sriyono; Syafrul Syafrul; Hendra Prasetya
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.3.2936

Telah dilakukan analisis ketebalan pipa pada sistem pendingin sekunder Reaktor Serba Guna. Siwabessy (RSG GAS) dalam rangka pelaksanaan program manajemen penuaan. Analisis dilakukan melalui inspeksi visual, pengukuran ketebalan dengan metode ultrasonik dan analisis unsur kimia. Lokasi analisis ditetapkan berdasarkan kondisi aliran fluida di dalam pipa dan susunan perpipaan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pipa pada sistem pendingin sekunder telah mengalami penipisan yang disebabkan oleh proses korosi, yaitu korosi homogen dan korosi sumuran. Untuk memperlambat laju penipisan agar tercapai umur desain maka perlu dilakukan peningkatan kualitas air untuk memperlambat terjadinya proses korosi pada pipa.

PERANCANGAN ANTARMUKA PADA KALIBRATOR SUHU MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK CIMON Agus Nur Rachman; Kussigit Santoso
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2010): Mei 2010
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dikerjakan perancangan antarmuka untuk kalibrasi suhumenggunakan perangkat lunak CIMON. Kalibrator suhu yang terdapat pada Bidang Operasi dan Fasilitasmerupakan fasilitas alat kalibrasi suhu dan pengoperasiannya masih secara manual. Untuk meningkatkankeselamatan operator dan unjuk kerja kalibrator maka dilakukan pengembangan menggunakan perangkat lunakCIMON. Besaran suhu diambil oleh sensor termokopel tipe K yang selanjutnya diolah oleh PLC. PLC inimemiliki 4 chanel masukan. Chanel 1 digunakan sebagai acuan, chanel 2, 3 dan 4 digunakan untuk kalibrasisensor termokopel. Semua parameter suhu dari chanel 1 sampai chanel 4 semuanya dapat ditampilkan padalayar komputer menggunakan interface PLC yang dikendalikan oleh CIMON. Dari hasil uji coba dapatdiketahui bahwa perancangan antarmuka pada kalibrator suhu menggunakan perangkat lunak CIMON dapatberjalan dengan baik dan dapat digunakan pada alat kalibrator suhu Termofast yang ada pada laboratoriuminstrumentasi BOFa PTRKN.

RANCANGAN INTEGRASI UNTAI UJI BETA DENGAN HEATING-02 Kiswanta Kiswanta; Edy Sumarno; Joko Prasetyo Witoko; Ainur Rosidi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Telah dilakukan perancanganintegrasi Untai Uji BETA dengan HeaTiNG-02. Untai Uji BETA (UUB) merupakan fasilitas penelitian yangdigunakan sebagai pendukung untuk eksperimen simulasi kecelakaan reaktor. Dalam rangka mendukungeksperimen studi perpindahan panas pada celah sempit dimensi plat, UUB membutuhkan HeaTiNG-02 untukbagian ujinya. UUB diinterintegrasi dengan HeaTiNG-02 bertujuan agar mampu digunakan untuk eksperimenperpindahan panas pada celah sempit dimensi plat dengan variasi debit aliran dan suplai air pendingin yangtidak terbatas. Integrasi dilakukan dengan memodifikasi pemipaan baru sistem primer dan sekunder UUB.Pengembangan dan eksperimen UUB dilakukan dalam rangka memahami proses perpindahan panas pada alirandua fasa di dalam celah sempit mengingat fenomena ini merupakan salah satu kondisi yang dipostulatkandalam skenario kecelakaan suatu PLTN tipe PWR. Hasil rancangan Untai Uji BETA terintegrasi denganHeaTiNG-02 adalah masih dalam tahap perencanaan desain sehingga belum dikonstruksi. Dari desainmengindikasikan bahwa mampu difabrikasi dan digunakan untuk eksperimen studi perpindahan panas padacelah sempit dimensi plat dengan kondisi loop tertutup sehingga variasi debit aliran pendingin yang tidakterbatas.

RANCANGAN PENGUJIAN SISTEM PEMURNIAN GAS PENDINGIN PRIMER HTGR Piping Supriatna
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 4 (2009): November 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.4.2965

Pemanfaatan PLTN saat ini tidak hanya terbatas pada fungsinya sebagai pembangkit tenaga listrik, tapi jugaberkembang untuk aplikasi lainnya seperti produksi hidrogen, desalinasi, dll., yang diistilahkan sebagai reaktorkogenerasi. Reaktor ini umumnya dari jenis High Temperature Gascooled Reactor (HTGR), denganmenggunakan heat exchanger khusus untuk pendingin berupa gas helium, yang mampu menghasilkan outputpanas jauh lebih tinggi dibandingkan dengan PLTN konvensional. Untuk menjaga tingkat efisiensi pertukaranpanas, perlu dijaga kemurnian gas helium sebagai pendingin primer dari pengotornya (impurity). Dalam makalahdibahas rancangan sistem pemurnian gas pendingin primer reaktor kogenerasi, namun dalam implementasinya dilapangan sistem pemurnian ini memerlukan pengujian dalam rangka quality control, agar dalampengoperasiannya tidak menimbulkan masalah. Karakteristik sistem pemurnian gas helium ditentukan denganmenggunakan simulator fisik untai uji reaktor, untuk memperoleh hubungan antara efisiensi sistem pendinginprimer reaktor terhadap tingkat kemurnian gas pendinginnya. Dengan diketahuinya laju proses pemurnian gaspendingin melalui pengujian secara langsung, maka dapat diketahui unjuk kerja / efisiensi heat transfer dari loopprimer. Hasil kajian menunjukkan bahwa konsep rancangan pengujian sistem pemurnian gas pendingin primerini memungkinkan untuk diimplementasikan pada reaktor kogenerasi HTGR di lapangan.

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 2 (2016): November 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Reaksi fisi yang terjadi dalam rektor menghasilkan sejumlah energi dalam bentuk radiasi gamma. Salah satu bentuk radiasi gamma yang penting untuk diketahui adalah gamma peluruhan (decay gamma). Decay gamma memegang peranan penting dalam perhitungan tebal perisai radiasi teras reaktor dan penentuan dosis radiasi bagi pekerja radiasi. Gamma peluruhan merupakan gamma yang berasal dari peluruhan inti dari produk fisi, produk aktivasi dan produk aktinida & anak luruhnya. Gamma peluruhan dapat ditentukan dengan code ORIGEN2.1 yang telah diverifikasi penggunaan library yang bersesuaian untuk reaktor jenis HTGR. Untuk itu perlu dilakukan penelitian untuk menentukan gamma peluruhan dalam teras HTGR dengan daya 10 MWth yang identik dengan jenis reaktor yang akan dibangun oleh BATAN yaitu Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Parameter penting yang diperlukan dalam perhitungan antara lain variasi daya (mulai dari 1 hingga 10 MWth), siklus operasi EFPD dan komposisi massa penyusun teras. Hasil analisis menunjukkan bahwa gamma peluruhan yang dihasilkan selama reaktor beroperasi sebanding dengan daya operasi dan berbanding terbalik dengan waktu peluruhan hingga 32 tahun. Spektrum foton gamma peluruhan yang dihasilkan memiliki nilai yang tinggi pada rentang energi gamma yang rendah yaitu pada mean energy 0,01 MeV dan cenderung semakin kecil pada mean energy gamma yang tinggi. Kontribusi terbesar pada gamma peluruhan diperoleh dari gamma peluruhan hasil dari produk fisi.

INHIBITION CHARACTER ANALYSIS OF CORROSION INHIBITOR ON CARBON STEEL MATERIALS IN 1M HCL SOLUTION USING THE EIS METHOD Rahayu Kusumastuti; Yustinus Purwamargapratala; Sofia Butarbutar; Sagino Sagino; Sriyono Sriyono; Abdul Hafidz
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Research on the effect of the concentration of the inhibitor on the corrosion behavior of carbon-steel material has been done. The research was started by immersing the prepared carbon-steel plate in a 1 M HCl en-vironment. After that, corrosion inhibitor was added with several concentrations, which are 0, 100, 200, 300, and 400 ppm in to that environment, to be stirred using a magnetic stirrer at 300 rpm for 30 minutes under room temperatur condition. The effect of the added inhibitor was then analyzed using the Electrochemical Impedance Spectroscopies (EIS) method. The experiment results showed that the greater the concentration of the inhibitor, the greater the resistance, so that the metal is more pro-tected from corrosion attack. The calculation results showed that the inhibitor efficiency is directly proportional to the concentration of inhibitor that is achieved at a concentration of 400 ppm with an efficiency of 71.24%.

STUDI PEMANFAATAN REAKTOR DAYA VK-300 TIPE BWR UNTUK PROSES DESALINASI Itjeu Karliana; Sumijanto Sumijanto; Dhandhang Purwadi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 1 (2008): Februari 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Kebutuhan air bersih semakin meningkat dengan bertambahnya penduduk dan berkembangnyaberbagai macam jenis industri, namun kebutuhan ini tidak mampu disediakan secara alamiah. Untuk itu prosesdesalinasi air laut merupakan pilihan utama dan mampu menyediakan kebutuhan tersebut melalui teknologidesalinasi nuklir. Pengkopelan reaktor nuklir generasi lanjut disamping dapat memasok panas juga mampumenjalankan berbagai macam sistem bantu proses reaktor seperti pompa dan instrumen kendali. Telah dilakukanstudi pemanfaatan reaktor daya VK-300 tipe BWR yang dikopel dengan proses desalinasi. Tujuan studi iniadalah untuk mendapatkan data karakteristik energi panas yang dihasilkan PLTN yang dikopel dengan sistemdesalinasi dengan PLTN berfungsi sebagai sumber energi panas proses desalinasi. Studi dilakukan denganmelakukan penelusuran data dan informasi, serta kajian komprehensif tentang korelasi antara energi panas yangdihasilkan dari sistem dalam PLTN dengan instalasi proses desalinasi. Dari hasil kajian diperoleh bahwapemanfaatan uap panas dan tenaga listrik dari reaktor daya yang dipasok ke instalasi desalinasi mampumemberikan energi yang mengubah air laut menjadi air bebas garam. Hasil kajian terhadap prototip reaktor VK-300, tipe BWR dengan daya 250 MW(e) merupakan unit kogenerasi yang dapat memasok uap dengantemperatur 285 oC panas ke turbin ekstraksi untuk membangkitkan tenaga listrik sebesar 150 MW dan sebagianuap panas dengan temperatur 130 oC dipakai untuk proses desalinasi serta sisa uap panas disalurkan untukpemanasan rumah dan perkantoran. Pengkopelan reaktor daya VK-300 dengan instalasi desalinasi tipe MEDmenghasilkan air bebas garam dengan kualitas destilat yang tinggi (TDS = 10 ppm). Menurut perhitungan secaraekonomi reaktor VK-300 tipe BWR menghasilkan air destilat berkapasitas 300.000 m3/jam dengan biaya US$0.58/m3. Pengkopelan reaktor daya VK-300 tipe BWR dengan instalasi tipe MED secara ekonomis kompetitif.

PENGUJIAN MESIN EDAQ UNTUK MENGUKUR LAJU KOROSI Sofia Loren Butarbutar; Febrianto Febrianto
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.2009.13.2.2955

Telah dilakukan pengujianuntuk mengetahui performa mesin EDAQ dalam mengukur laju korosi. Mesin EDAQ dilengkapi denganPotensiostat untuk mengontrol tegangan elektroda, e-corder untuk merekam data, dan EChem untukmenampilkan data dalam bentuk grafik untuk selanjutnya dianalisis. Pada pengujian ini tegangan divariasikandari -0,1 V sampai 0,498 V. Benda uji yang digunakan adalah baja karbon dengan luas permukaan 2,25 cm2.Hasil pengujian ditampilkan dalam bentuk grafis, kemudian diolah dengan metoda Analisis Tafel untukmendapatkan arus korosi. Arus data korosi ini selanjutnya dikonversi untuk mendapatkan nilai laju korosi. Darihasil Analisis ini diperoleh laju korosi baja karbon sebesar 0,75745 mpy. Dari pengujian ini dapat disimpulkanbahwa mesin EDAQ dapat berfungsi sesuai dengan spesifikasinya.

PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILI- TAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS Amir Hamzah; Anis Rohanda; Jaka Iman
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Spektrum neutron pada suatu reaktor nuklir merupakan salah satu parameter penting dan menjadi karaketristik dari reaktor tersebut. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan spektrum neutron di posisi fasilitas iradiasi RS-1, RS-2, RS-4 dan RSPN teras reaktor RSG-GAS menggunakan paket program MCNP sebagai salah satu paket pro- gram yang handal dan sangat luas dipergunakan berbasis teori Monte Carlo. Analisis spektrum neu- tron tersebut dilakukan sebanyak 50 kelompok energi dengan menerapkan opsi tally fluks mode F5. Karena hasil keluaran dari MCNP masih berupa nilai fluks ternormalisasi, maka digunakan fluks neutron rerata teras sebesar 1,05x1014 n/cm2/detik hasil keluaran program ORIGEN2.1 sebagai faktor konversi untuk mendapatkan nilai fluks neutron absolut. Hasil perhitungan spektrum neutron di fasil- itas iradiasi sistem rabbit tersebut terlihat terjadi peningkatan fluks neutron secara gradual mulai dari posisi RS-1 hingga RS-4 dan sedikit penurunan di RSPN terutama pada daerah energi yang lebih tinggi. Hasil intergral fluks neutron termal dan epitermal rerata di RS-1 hingga RSPN adalah 1,2x1013 dan 2,7x1012 n/cm2/detik. Nilai fluks neutron termal di posisi sistem rabbit tersebut cukup tinggi dan mengambil bagian sebanyak 82% dari fluks total.

STUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN Amirruddin Amirruddin; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Eksperimen tentang distribusi temperatur transient selama pros-es pendinginan telah dilakukan sebagai langkah awal dan upaya dari peningkatan kualitas produksi baja (stainlees steel) yang memiliki geometri semi sphere. Penelitian dilakukan selama pendinginan transien sejak dibukanya keramik pemanas di mana bejana uji dibiarkan dingin secara alamiah. Perla-kuan pendinginan dilakukan secara radiasi dengan variasi temperatur awal saat dipanaskan antara 200 °C hingga 800 °C sampai didinginkan hingga mencapai keadaan saturasi ± 90 °C. Perlakuan pendinginan secara radiasi menunjukan distribusi temperatur yang dapat dianggap homogen dan menurun terhadap waktu. Hal itu disebabkan oleh arah aliran konduksi panas pada bejana uji yang bergerak dari bawah ke atas. Dapat disimpulkan bahwa variasi temperatur awal tidak berpengaruh pada arah aliran panas tetapi berpengaruh pada laju aliran panas.

Page 3 of 20 | Total Record : 191

1 2 3 4 5

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