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

3 4 5 6 7

EFEK VARIASI TEMPERATUR PELAT PADA CELAH SEMPIT REKTANGULAR TERHADAP BILANGAN REYNOLDS Saepudin Saepudin; Yogi Sirodz Gaos; Muhammad Hadi Kusuma; Mulya Juarsa; Edi Marzuki; Gregorius Bambang Heru
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Penelitian terkait manajemen keselamatan reaktor khususnya saat terjadi kecelakaanreaktor nuklir, salah satunya yaitu karakteristik bilangan Reynold pada celah sempit rektangular. Celahsempit yang berbentuk rektangular diasumsikan sebagai celah pada lelehan teras reaktor saat terjadi kecelakaanpada suatu reaktor nuklir. Penelitian tersebut perlu dilakukan untuk memahami fenomena pendinginanpada saat terjadinya kecelakaan pada suatu reaktor. Pemahaman yang diperoleh dapat digunakan untuk mengetahuikondisi kecelakaan yang terjadi pada reaktor daya dan reaktor riset. Penelitian ini bertujuan untuk memperolehkarakteristik bilangan Reynold pada celah sempit terhadap efek variasi temperatur pelat. Penelitian inidilakukan dengan 3 variasi temperatur pelat 30oC, 40oC, 60oC, dengan temperatur air masukan 40oC dan debitaliran konstan 0,472 L/s pada celah 2,25 mm. Eksperimen dilakukan dengan cara mengalirkan dengan debitaliran air 0,472 L/s dengan tempertur air 40oC kedalam celah sempit rektangular setelah pelat dipanaskan terlebihdahulu. Perekaman data pada saat eksperimen berlangsung dengan menggunakan sistem akuisisi data NIcDAQdengan laju perekaman 1 data per-detik. Hasil penelitian menunjukkan bahwa untuk keadaan pelat yangdipanaskan dengan temperatur air 40oC, terlihat bahwa bilangan Reynold pada celah semakin meningkat padadebit aliran yang konstan. Bilangan Reynolds tertinggi 37553 pada temperatur pelat 60oC, temperatur air 40oCdan debit aliran air 0,472 L/s. Persentase kenaikan bilangan Reynolds pada saat eksperimen untuk temperaturpelat 30°C didapatkan 0,14%, untuk temperatur pelat 40°C didapatkan persentase 0,07%, untuk temperaturpelat 60°C didapatkan persentase 0,24% dengan debit aliran air 0,472 L/s pada temperatur air masukan 40oC.Sehingga dapat disimpulkan bahwa perubahan temperatur pelat mempengaruhi perubahan bilangan Reynoldspada celah sempit rektangular.

Analisis Keandalan Perawatan Sub-sistem Elektrik, Instrumentasi dan Kontrol RSG-GAS Mike Susmikanti; Entin Hartini; Aep Saepudin; Purwadi Purwadi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 2 (2019): November 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Analisis keandalan sub-sistem merupakan faktor utama pada manajemen penuaan RSG-GAS. Laporan Operasi RSG-GAS belum digunakan secara optimal untuk kajian keandalan khususnya sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol. Sistem basis data RSG-GAS belum digunakan untuk membantu pencarian data kegagalan dan perawatan sub-sistem. Demikian pula, analisis keandalan belum dilakukan untuk memantau kinerja sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol. Tujuan penelitian ini adalah melakukan analisis keandalan pada sub-sistem elektrik, instrumentasi dan kontrol. Kegiatan penelitian meliputi pencarian data dan informasi melalui sistem basis data, khususnya kegagalan untuk sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol pada Teras nomor 53 sampai 88 pada rentang tahun 2005-2015. Dilakukan perhitungan frekuensi kegagalan pada sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol, kemudian dilakukan uji kesuaian untuk bentuk sebaran data waktu kegagalan serta perhitungan parameter rata-rata waktu kegagalan. Hasil analisis dilakukan untuk memperoleh sebaran yang sesuai untuk masing-masing sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol yang mengalami kegagalan dalam kurun waktu tersebut. Berdasarkan jenis sebaran yang sesuai diperoleh parameter rata-rata waktu kegagalan sub-sistem. Dilakukan perbandingan rata-rata waktu kegagalan terhadap interval waktu perawatan sub-sistem. Apabila rata-rata waktu kegagalan lebih lama dari interval waktu perawatan yang telah ditetapkan, maka perawatan untuk sub-sistem elektrik, instrumentasi, dan kontrol relatif baik. Melalui analisis keandalan perawatan, diperoleh bahwa sub-sistem elektrik, instrumentasi. dan kontrol relatif masih dalam kondisi baik.Kata kunci: Manajemen Penuaan, Analisis Keandalan, Perawatan dan Kegagalan, Sub-sistem Elektrik, Sub-sistem Instrumentasi dan Kontrol, RSG-GAS

PERKEMBANGAN KIMIA AIR PADA REAKTOR NUKLIR JENIS PWR Febrianto Febrianto
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.3.2960

Perubahan manajemenkimia air pada reaktor PWR (reaktor air bertekanan) telah terjadi, akhir-akhir ini. Manajemen kimia air pada airreaktor memainkan peran sangat penting untuk menjamin integritas bahan bakar, menurunkan degradasi materialdan menurunkan paparan radiasi. Terakhir ini, usaha untuk meningkatkan output daya reaktor telah memberikantantangan baru, menyebabkan penekanan yang baru pada kebutuhan optimalisasi kimia air antara persyaratanyang kadang bertentangan dari bahan bakar dan material sementara kecendrungan untuk menurunkan paparanradiasi tetap dijaga. Manajemen kimia air tidaklah selalu sama untuk tipe reaktor yang sama, hal ini disebabkanperbedaan; material struktur, desain reaktor dan sejarah operasinal masing-masing reaktor. Beberapa pilihanteknis dalam manajemen kimia air seperti kimia air berhidrogen, injeksi zinc, Poly Acrylic Acid (PAA) telahdikembangkan dan digunakan pada reaktor PWR.

PENGKAJIAN KONDISI TRANSFORMATOR BHT03 PADA RSG-GAS MENGGUNAKAN METODA DISSOLVED GAS ANALYSIS Teguh Sulistyo
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Transformator BHT03 merupakan transformator distribusi berpendingin minyak yang digunakan pada reaktor RSG-GAS sebagai bagian dari sistem distribusi listrik untuk menurunkan tegangan listrik menengah 20 kV menjadi 400 VAC. Minyak yang terdapat di dalam transformator BHT03 berfungsi sebagai media isolator dan media pendingin agar Transformator BHT03 tidak panas. Dalam kandungan minyak tersebut terdapat kandungan gas-gas yang dapat menyebabkan kegagalan transformator. Kegagalan gas tersebut dikenal sebagai fault gas yang dapat menyebabkan kegagalan termal dan kegagalan elektris. Penelitian ini akan membahas hasil uji gas terlarut (Dissolved Gas Analysis, DGA) dalam mengidentifikasi indikasi kegagalan yang mungkin terjadi pada Transformator BHT03 dengan menggunakan metode rasio Roger. Hasil pengujian menunjukkan minyak Transformator BHT03 sebagai bahan isolasi dan media pendingin masih layak digunakan. Hal ini dibuktikan dengan nilai kandungan gas pada minyak yang meliputi kandungan gas H2, C2H2, C2H4, dan CO tidak melebihi standar yang diijinkan oleh IEEE Standard C57.104-1991.

Pengembangan Sistem Akuisisi Data Menggunakan NI cDAQ 91 berbasis LABVIEW Anisah - Anisah; Sudarno - Sudarno
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA MENGGUNAKAN NI cDAQ 91 BERBASIS LABVIEW. Dalam akuisisi data perlu dilakukan peningkatan kinerja sistem instrumentasi dengan mengembangkan sistem akuisisi data berbasis LabVIEW, salah satunya dengan memastikan data yang didapat benar dan dapat dipercaya. Data tersebut harus melalui proses kalibrasi terlebih dahulu. Dalam eksperimen ini pengkalibrasian dilakukan dengan membandingkan hasil pengukuran temperatur dari termokopel yang tercatat berupa akuisisi data NI cDAQ 91 dengan pengukuran alat ukur standar termometer digital Fluke yang berfungsi sebagai kalibrator. Modul NI cDAQ 91 yang digunakan yaitu channel 1 dan channel 2. Setiap channel ada dua bagian data yang diambil yaitu untuk suhu rendah dengan rentang yang lebih kecil dan suhu tinggi dengan rentang yang lebih besar. Hasil data kalibrasi akan diproses dan dicari hasil ketidakpastiaannya. Setelah melalui proses kalibrasi ternyata hasil datanya tidak berbeda jauh karena tidak mencapai temperatur 1°C artinya data hasil kalibrasi tersebut dapat dipercaya dengan kesalahan kurang dari 1°C.

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK Joko Prasetyo Witoko; Edy Sumarno; Kiswanta Kiswanta; Ainur Rosidi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Sesuai dengan tugas dan fungsi, Bidang Operasi Fasilitas (BOFa) - PTRKN bertanggung jawab mengelola berbagai fasilitas laboratorium termohidrolika, instrumentasi kalibrasidan peralatan elektromekanik. Untuk tahun 2011, program utama terfokus pada kegiatanpengembangan fasilitas laboratorium termohidrolika reaktor tipe PWR. Kegiatan ini diawali denganmodifikasi Instalasi Untai Uji BETA yang diintegrasikan dengan Bagian Uji HeaTiNG-01 sehinggaterbentuk suatu loop tertutup. Kegiatan modifikasi yang dilakukan adalah pemipaan baru padapendingin primer Untai Uji BETA dan penukar kalor kompak. Komisioning dilakukan denganpemanasan air pendingin hingga mencapai temperatur 90 ºC. Kemudian data-data eksperimendibandingkan dengan data sebelum modifikasi dilakukan. Hasil komisioning menunjukkan bahwaperbedaan temperatur pada cooler yang lama dan penukar kalor kompak yang baru masing-masingadalah 13,5 ºC dan 21,1 ºC. Dengan demikian sistem pendingin primer Untai Uji BETA setelahdimodifikasi dapat berfungsi dengan baik.

SINTESIS DAN KARAKTERISASI MEMBRAN SILIKA TERHADAPPERMEASI GAS TUNGGAL HIDROGEN Tumpal Pandiangan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2009.13.1.2950

Hidrogen yang akan diproduksi secara termokimia melalui dekomposisi HImenggunakan termal nuklir dari reaktor berpendingin gas temperatur tinggi(HTGR) sebagai pemasok panasnya.Hidrogen hasil produksi dekomposisi HI dipisahkan dari bejana proses dekomposisi dengan menggunakansilinder membran silika(SiO2). Ukuran membran silika yaitu berdiameter dalam sekitar 5,5 mm, panjang sekitar100 mm dan luas permukan membran sekitar 0,001727m2. Membran silika dibuat dengan proses pendeposisiansilika(SiO2) dengan cara melewatkan uap gas Si(C2H5O)4, tetraethylorthosilicate (TEOS) masing-masing 0,0;5,0; 11,0 dan 17,0 jam dengan kecepatan aliran 1,5 liter/menit pada tekanan atmosfer. Membran silika terbentukpada lapisan permukaan luar dari lapisan alpha-alumina (α-Al2O3) dimana sebelumnya,lapisan ini telah dilapisidengan lapisan gamma alumina (γ-Al2O3) dengan pori-pori berukuran rata-rata 0,01μm. Setiap kurun waktu,masing–masing : 0,0; 5,0; 12,0 dan 17,0 jam proses CVD, kemampuan permeasi dan daya pisah membranterhadap gas tunggal He dan N2 di ukur. Pada saat daya pisah gas helium terhadap gas N2 (He/N2) relatifmaksimum proses CVD dihentikan dan selanjutnya dilakukan uji permeasi membran terhadap gas tunggal H2.Hasil penelitian pengaruh variasi temperatur CVD terhadap permeasi membran yang telah mengalami prosesCVD selama 17 jam memiliki daya permeasi terhadap gas H2 sekitar orde 10-8 mol/Pam2s dan daya pisahterhadap gas N2 yaitu: 10,3; 28,7 dan 40 berturut turut untuk temperatur 300oC, 450oC dan 600oC. Dayapermeasi ini relatif sangat baik, karena relatif jauh di atas batas minimum pendeteksian permeasi gas H2.

REVIEW ON THE RCCS FUNCTION TO ANTICIPATE THE STATION BLACK-OUT ACCIDENT IN RGTT200K Piping Supriatna; Sriyono Sriyono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

RGTT200K is a conceptual design reactor based on HTGR technology, implementing active, passive and inherent safety system. The reactor safety systems are designed in “defence in depth” philosophy. RGTT200K has a reactor cavity cooling system (RCCS) which is designed to remove the heat from the reactor vessel to the structure of the containment. The RCCS is designed to fulfill this role by preserving the reactor vessel under the maximum allowable tempera-ture during normal operation and protecting the reactor containment structure in the event of failure of all active cooling systems. The performance and reliability of the RCCS, therefore, are considered as critical factors in determining maximum design power level after heat removal. This paper dis-cusses the review of RCCS function during the station blackout (SBO) accident. During SBO, all of active cooling systems are failed to work and the heat removal is conducted by the RCCS. The SBO is an event in which there is no electricity from diesel generator to the blower. The methodology used is based on paper review concerning the RCCS function and experiences in Germany, USA, Japan, and China. RCCS in RGTT200K has two equipments, first is active mode and second is passive mode equipment. Based on that review, the RCCS is capable to maintain the RPV temperature below 65ºC at normal operation and 125ºC during the SBO. The RCCS keep the fuel of below 1600°C and maintain its integrity to avoid radioactivity release to the environment.

PERANCANGAN MODIFIKASI POMPA PENDINGIN PADA FASILITAS EKSPERIMEN KANAL Kiswanta Kiswanta
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2014.18.2.2881

Fasilitas Eksperimen Kanal (ExNal) merupakan sarana eksperimen yang digunakan untuk penelitian kecepatan kritis aliran pendingin reaktor riset. Kecepatan aliran pendingin sangat di-pengaruhi oleh pompa sirkulasi. Kapasitas aliran ditentukan oleh kemampuan pompa dalam menga-lirkan air pendingin pada satuan waktu tertentu. Tujuan modifikasi adalah agar pompa mampu men-capai aliran kecepatan kritis. Oleh karena pada komisioning sebelumnya pompa belum mampu men-capai aliran kecepatan kritis yang diinginkan. Dalam penelitian ini dilakukan penghitungan kembali head pompa, efisiensi, daya poros, daya pompa dan impeler pompa pendingin pada ExNal. Kemam-puan variasi laju alir pendingin yang diberikan pompa pada komisioning sebelumnya diperoleh ke-cepatan sebesar 2,367 m/s sampai 3,798 m/s, atau baru mencapai 21,03% dari kecepatan kritisnya sebesar 18,062 m/s dengan efisiensi pompa sebesar 64%. Hasil perhitungan diperoleh dimensi impel-ler 184,07mm untuk meningkatkan debit maksimum menjadi 30 mᶟ/jam. Kemampuan pompa terse-but mendekati spesifikasi produk yang beredar di pasaran yaitu type Etabloc GN 050-200/304 G11 dengan besar impeller 215,0 mm.

ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02 Lutfi Fitria Ningsih; Ahmad Rofiq Sofyan; Giarno Giarno; Dedy Haryanto; Joko Prasetyo Witoko; Mulya Juarsa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP02. Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima karena adanya gempa bumi yang menyebabkan tsunami sehingga mematikan sistem kelistrikan untuk pemompa air pendingin. Dari kejadian tersebut dibutuhkan suatu sistem pasif yang tidak membutuhkan energi dari luar untuk pendinginan darurat. Sistem pasif dibuat berdasarkan prinsip natural circulation (sirkulasi alami) dimana pergerakan molekul air karena adanya perubahan densitas ketika terjadi pemanasan. Untuk mengetahui bagaimana sistem Untai FASSIP-02 maka dilakukan pendekatan study literatur dan estimasi perhitungan kalor dan waktu penguapan air dalam tangki pendinginan air (water cooling tank / WCT). Selain itu juga dilakukanperhitungan laju aliran kalor dan waktu pemanasan air di kolam WCT hingga mencapai temperatur 100 ̊ C berdasarkan ukuran geometri dan parameter yang telah ditentukan. Dari estimasi yang dilakukan diperoleh nilai kalor terbesar yaitu 18835340,38 kJ dan yang terkecil 3767068,07 kJ. Waktu penguapan terbesar 10,9 hari dan terkecil 2,18 hari. Laju aliran kalor terbesar diperoleh 333,05 kW dan yang terkecil 4,16 kW dengan waktu pemanasan terbesar 151,86 jam dan terkecil 0,76 jam.Kata kunci: estimasi, kalor, sirkulasi alami, sistem pasif, Untai FASSIP-02

Page 5 of 20 | Total Record : 191

3 4 5 6 7

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