Articles
191 Documents
<![CDATA[ANALISIS DESAIN MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMEN (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0 ]]>
<![CDATA[Guspita Karleni]]>;
<![CDATA[Muhammad Subekti]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 2 (2018): November 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (822.466 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4489
<![CDATA[Pembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas merupakan suatu kebutuhan yang sangat penting. Dosis radiasi yang dihasilkan oleh bahan bakar bekas tersebut masih sangat besar, dan fasilitas yang dibutuhkan untuk penyimpanan bahan bakar bekas yang berjangka panjang. Aspek keselamatan yang berkaitan dengan pembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas cukup banyak, namun aspek pertama yang perlu diperhatikan adalah menghindari kekritisan.Untuk menyelesaikan analisis desain media penampung bahan bakar bekas, penulis menggunakan program MCNPX.2.6.0. Dari hasil simulasi dan analisis data, diperoleh nilai tebal perisai yang aman untuk menahan paparan radiasi yaitu ≥ 21,9 cm untuk radial CZ, ≥19 cm untuk radial bottom, dan ≥37 cm untuk radial top. Di samping data tebal perisai, pada simulasi ini juga diperoleh distribusi laju dosis pada berbagai permukaan perisai, untuk tebal perisai radiasi 21,9 cm maka besar nilai laju dosis pada permukaan perisai bagian atas sebesar 9.2376E-08 Sv/jam, dan pada permukaan perisai bottom dengan tebal 19 cm sebesar 5.1549E-07 Sv/jam.]]>
<![CDATA[Analisis Pengaruh Suhu dan KONSENTRASI KLORIDA Terhadap Aspek Korosi Material INCONEL 690 sebagai tube pembangkit uap REAKTOR PWR ]]>
<![CDATA[Febrianto Febrianto]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (254.602 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.2.2918
<![CDATA[Inconel 690 digunakan sebagai material tube pembangkit uap pada reaktor PWR (PressurizedWater Reactor / Reaktor air bertekanan) karena ketahanan korosi yang bagus dalam lingkungan/media suhu dan tekanan tinggi. Pada penelitian ini telah dilakukan pengujian korosi dengan melihatpengaruh suhu dan variasi konsentrasi NaCl pada material tube pembangkit uap reaktor jenis PWRyang terbuat dari Inconel 690. Banyak permasalahan korosi yang terjadi pada tube pembangkit uapkarena adanya klorida dalam media pendingin yang dioperasikan pada suhu tinggi ( ± 320 oC).Pengujian laju korosi dilakukan dengan metoda elektrokimia dengan menggunakan Potensiostatdimana sebelumnya material yang diuji telah dikondisikan dengan menggunakan autoclave padatemperatur 300 oC. Pengujian ini bertujuan untuk melihat sejauh mana suhu dan klorida berperandalam proses laju korosi pada material bejana tekan reaktor PWR. Variasi suhu pada penelitian ini28 oC, 150 oC, 200 oC, 250 oC dan variasi konsentrasi NaCl adalah, 0 %, 1 %, 3%, 5 % and 7 %. Darihasil yang didapat terlihat bahwa suhu dan konsentrasi NaCl mempengaruhi laju korosi materialInconel 690. Semakin tinggi suhu semakin tinggi laju korosi yang terjadi. Laju korosi tertinggi dalammedia yang mengandung NaCl terjadi pada konsentrasi 3 %.]]>
<![CDATA[KAJIAN TEKNOLOGI REAKTOR KOGENERASI SEBAGAI PENDUKUNG ENERGI TERBARUKAN ]]>
<![CDATA[Piping Supriatna]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 4 (2008): November 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.4.2941
<![CDATA[Kebutuhan energi listrik dunia semakin meningkat, ketersediaan energi tak terbarukansemakin menipis, populasi penduduk dunia terus bertambah, juga semakin parahnya kerusakan lingkungan alamakibat polusi dari penggunaan teknologi yang kurang bijaksana sulit untuk dihindari. Untuk mengatasi masalahtersebut perlu terobosan baru dalam rekayasa dan pemanfaatan sumber energi secara efisien, efektif dan tepatguna. Dalam makalah ini dibahas kajian analisis penyelesaian masalah di atas berdasarkan perkembanganteknologi baru dalam rekayasa dan pemanfaatan energi, yang meliputi peningkatan efisiensi termal dari reaktornuklir dan dukungan teknologi produksi hidrogen sebagai sumber energi yang terbarukan. Dari beberapaalternatif teknolgi reaktor yang ada, reaktor HTGR memberikan nilai efisiensi termal paling tinggi (45-50%?,dan dari berbagai alternatif proses untuk produksi hidrogen skala industri, proses I-S cycle, memberikan efisiensiproduksi paling tinggi (47%). Berdasarkan kedua kepentingan tersebut di atas, maka teknologi reaktorkogenerasi merupakan pilihan untuk pembangkit-an energi listrik dan produksi hidrogen. Hasil analisisperbandingan dari beberapa jenis reaktor kogenerasi ternyata jenis GTHTR300C lebih efektif untuk produksihidrogen dibandingkan yang lainnya. Reaktor ini dengan daya 600 MWth mampu untuk memproduksi hidrogenpada temperatur 850oC sebanyak 1.9 s.d. 2.4 ton per jam.]]>
<![CDATA[ANALISIS EKSENTRISITAS BANTALAN UNTUK POROS DALAM SISTEM TURBIN GAS ]]>
<![CDATA[Sri Sudadiyo]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 3 (2010): Agustus 2010 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1348.675 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.3.2980
<![CDATA[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.]]>
<![CDATA[UJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI ]]>
<![CDATA[Restu Maerani]]>
<![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 (1540.116 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1986
<![CDATA[UJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI. Sebagai salah satu metode on-line condition monitoring, analisis vibrasi sangat berperan guna meningkatkan sistem monitoring dan evaluasi keselamatan di reaktor nuklir, salah satunya untuk uji kondisi pada rotating machine yang ada di reaktor nuklir. Telah dilakukan pengujian vibrasi pada komponen motor AC 3-fasa pada rangkaian Untai Uji BETA yang terdapat di laboratorium Untai Uji Thermohidrolika Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) sebagai salah satu contoh miniatur sistem pendingin reaktor nuklir. Hasil dari penggunaan sensor vibrasi adalah diperolehnya sinyal keluaran Fast Fourier Transform (FFT) sehingga dapat diketahui kelayakan motor tersebut apakah masih dalam standar kecepatan vibrasi yang tercantum dalam ISO10816. Metoda kajian dalam makalah ini adalah dengan mengujikan pada kedua kondisi motor tersebut dalam kondisi operasi, yang kemudian dilakukan pembacaan sinyal Fast Forier Transform (FFT) dengan mengkonversikan nilai percepatan yang tercatat pada PCI – DSA NI 4551 dalam dB menjadi m/s2 dan juga mengkonversikan nilai percepatan ke kecepatan (v). Hasil percobaan vibrasi pada motor 1 dan 2 menunjukkan bahwa motor 1 cenderung stabil berdasarkan bentuk grafik, sementara motor 2 walaupun menimbulkan kebisingan, namun dari hasil konversi kecepatan vibrasi menurut acuan standar ISO 10816 masih termasuk motor dalam kondisi baik. Hasil di atas menunjukkan bahwa kondisi suatu motor tidak cukup hanya dinilai dari suaranya yang bising, namun perlu diuji terlebih dahulu dengan analisis vibrasi.]]>
<![CDATA[KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA ]]>
<![CDATA[Purwadi Purwadi]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 2 (2017): November 2017 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (727.806 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2017.21.2.4062
<![CDATA[KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak kritis pertama tahun 1987. Pada desain awal RSG-GAS menggunakan bahan bakar uranium oksida dengan pengayaan rendah. Pada tahun 1996, bahan bakar RSG-GAS diganti menjadi uranium silisida dengan pengayaan dan densitas yang sama yaitu 19,75 % dan 2,96 gU/cm3. Selanjutnya dilakukan pengkajian untuk penggantian bahan bakarnya dengan jenis yang sama namun densitasnya ditingkatkan menjadi 3,55 gU/cm3. Kini ada kemungkinan juga di- lakukan penggantian menjadi uranium molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3. Dalam makalah ini akan dibahas karakteristika teras reaktor RSG-GAS dengan material bahan bakar yang berbeda namun pengkayaan dan densitas yang sama. Pengujian karakteristik teras reaktor dilakukan berdasar- kan hasil perhitungan maupun eksperimen yang ada. Dari hasil pengujian diperoleh karakteristiknya bahwa untuk teras RSG-GAS dengan bahan bakar uranium oksida dengan densitas 2,96 gU/cm3 dan uranium silisida dan molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3 memiliki parameter kinetic yang relatif sama namun paramater neutroniknya berbeda. Dari hasil kajian ini diperoleh kesimpulan bah- wa karakteristika teras RSG-GAS sangat dipengaruhi oleh jenis bahan bakarnya. Kata kunci: karakteristika teras, bahan bakar silisida, reaktor RSG-GAS, parameter neutronik ]]>
<![CDATA[ANALISIS PENGARUH WATER INGRESS TERHADAP PERTUMBUHAN GAS CO DAN H2 DALAM PENDINGIN RGTT200K ]]>
<![CDATA[Sumijanto Sumijanto]]>;
<![CDATA[Sriyono Sriyono]]>;
<![CDATA[Ignatius Djoko Irianto]]>;
<![CDATA[Arifal Arifal]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (152.646 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2012.16.3-4.2909
<![CDATA[RGTT200K adalah reaktor berpendingin gastemperatur tinggi 200 MW termal kogenerasi yang direncanakan dibangun di Indonesia untukmemenuhi kebutuhan energi nasional. Helium dipilih sebagai media pendingin RGTT200Kdikarenakan helium adalah senyawa inert dan mempunyai kapasitas panas tinggi. Guna memperolehkeselamatan dan keandalan operasi RGTT200K maka kandungan gas pengotor dalam pendinginharus diupayakan sesuai dengan persyaratan operasi yang telah ditetapkan. Water ingress adalahsalah satu penyebab meningkatnya kandungan gas pengotor dalam pendingin RGTT200K yang perludiminimisasi serendah mungkin. Dalam makalah ini dianalisis pengaruh water ingress terhadappertumbuhan gas CO dan H2 dalam pendingin RGTT200K.Tujuan analisis ini adalah untukmengetahui pengaruh water ingress terhadap kuantitas spesi gas CO dan H2 dalam pendingin. Datahasil analisis selanjutnya digunakan untuk perancangan sistem yang terkait dengan penekananproses water ingress dalam pendingin RGTT200K. Analisis dilakukan dengan pemodelan reaksioksidasi grafit dan air pada kondisi temperatur operasi RGTT200K menggunakan perangkat lunakSuperPro Designer. Hasil analisis menunjukkan bahwa kenaikan laju water ingress dalam pendinginRGTT200K mulai dari 0,005 hingga 0,024 kg/jam akan berdampak terhadap degradasi grafit mulaidari 0,003 hingga 0,016 kg/jam, dan pertubuhan kuantitas gas CO mulai dari 0,007 hingga 0,037 kg/jam serta gas H2 mulai dari 0,001 hingga 0,003 kg/jam.]]>
<![CDATA[ANALISIS KENYAMANAN KERJA BERDASARKAN PENGUKURAN TEMPERATUR UDARA DI RUANG KENDALI UTAMA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR ]]>
<![CDATA[Darlis Darlis]]>;
<![CDATA[Suharyo Widagdo]]>;
<![CDATA[Kiswanta Kiswanta]]>
<![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.2008.12.3.2932
<![CDATA[Munculnya kesadaran bahwa manusia memainkan peran penting pada keselamatan dan keandalan operasi instalasi, ruang kerja yang nyaman telah dipersyaratkan untuk dapat mengoptimalkan unjuk kerja dan produktivitas operator. Telah dilakukan pengukuran temperatur udara di dalam ruang kendali utama untai uji termohidrolika reaktor-Bidang Operasi Fasilitas (RKU UUTR-BOFa), dengan cara melakukan setting temperatur pada kondisi tertentu, kemudian dilakukan tanya jawab terhadap 5 (lima) orang responden. Pengukuran ini untuk mengetahui apakah suhu nyaman bagi operator sesuai dengan standar yang ditetapkan American Society of Heat in Room And Environment (ASHRAE 55-1992) serta sebagai bahan masukan bagi pelaku industri lain. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa standar ASHRAE 55-1992 tidak dapat diterapkan pada RKU-UUTR-BOFa, karena masih terlalu dingin untuk operator.]]>
<![CDATA[ANALISIS LAJU KOROSI MATERIAL BEJANA TEKAN PWR DALAM BERBAGAI KONSENTRASI H2SO4 DAN TEMPERATUR ]]>
<![CDATA[Febrianto Febrianto]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (220.62 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.1.2970
<![CDATA[da penelitian ini dilakukan analisis laju korosi padamaterial bejana tekan reaktor. Analisis korosi material bejana tekan PWR dilakukan dengan melihat pengaruhtemperatur dan konsentrasi H2SO4. Variasi temperatur pada percobaan ini adalah 30, 40, 50, 60, 70 dan 200 oCsedangkan variasi konsentrasi H2SO4 sebesar 4, 5, 6, 7 dan 8 %. Setelah itu dilakukan uji korosi untuk melihatkorosi yang terjadi pada material dengan menggunakan potensiostat. Spesimen yang digunakan pada penelitianini adalah stainless steel 304. Dari hasil yang didapat terlihat bahwa temperatur dan konsentrasi H2SO4mempengaruhi laju korosi material SS 304. Semakin tinggi temperatur dan konsentrasi H2SO4 semakin tinggilaju korosi yang terjadi.]]>
<![CDATA[ANALISIS PARAMETER KINETIKA TERAS HTR-10 DARI ASPEK STATIS DAN TRANSIEN ]]>
<![CDATA[Jati Susilo]]>;
<![CDATA[Tagor Sembiring]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1133.48 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2017.21.1.3611
<![CDATA[ANALISIS PARAMETER KINETIKA TERAS REAKTOR HTR-10 DARI ASPEK STATIS DAN TRANSIEN. HTR (High Temperature Reactor) merupakan salah satu tipe reaktor nuklir yang menggunakan moderator grafit dan berpendingin gas helium. Indonesia sedang merencanakan untuk membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang merupakan reaktor tipe HTR dengan daya nominal 10 MWth. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan analisis keselamatan desain reaktor tipe HTR untuk mendukung program pembangunan RDE tersebut. Sebagai objek penelitian digunakan data HTR-10 Tiongkok dengan pertimbangan bahwa spesifikasi teras tersebut hampir sama dengan teras RDE. Perhitungan parameter kinetika sebagai fungsi temperatur bahan bakar dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION terhadap model teras geometri 2-dimensi arah R-Z. Input data berupa tampang lintang makroskopik homogenisasi bahan bakar bola dan pendingin helium diperoleh melalui perhitungan menggunakan modul PIJ melalui metode heterogenitas ganda. Analisis dilakukan terhadap parameter kinetika teras HTR-10 dalam kondisi statis dan transien. Dari hasil perhitungan diketahui bahwa pada kondisi transien akibat kenaikan temperatur bahan bakar, maka nilai parameter kinetika teras HTR-10 antara lain, umur neutron serempak, waktu generasi neutron serempak, fraksi neutron kasip, dan fraksi neutron kasip tiap group akan mengalami sedikit penurunan / lebih kecil, sedangkan nilai konstanta peluruhan neutron kasip tiap group hampir tidak mengalami perubahan / tetap. Sehingga perubahan daya teras reaktor masih akan berlangsung secara normal.Kata kunci: SRAC2006, heterogenitas ganda, HTR-10, parameter kinetika, transien]]>
