Articles
191 Documents
<![CDATA[ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Sri Kuntjoro]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (629.558 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2016.20.1.3503
<![CDATA[Reaktor riset RSG-GAS merupakan reactor jenis MTR dengan bahan bakar plat U3Si2-Al dan beroperasi dengan daya nomi- nal 30 MWt. Berbagai aktifitas dilakukan di reaktor antara lain penelitian bahan, penelitian reaktor serta produksi radioisotop. Isotop Mo-99 merupakan salah satu isotop yang diproduksi di reaktor RSG-GAS dan merupakan isotope yang dibutuhkan dalam bidang kesehatan dalam jumlah besar. Produksi isotop Mo-99 dicapai dengan cara melakukan iradiasi pada LEU (Low Enriched Uranium) berbentuk plat di teras reaktor. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisis aktivitas isotop Mo-99 sebesar 300 Ci hasil dari iradisai target plat LEU yang diiradiasi di teras reaktor RSG-GAS dengan program ORIGEN2. Sebagai masukan untuk program tersebut adalah fluks neutron di posisi LEU yang diiradiasi, lama iradiasi serta massa U-235 dan U-238 yang diiradiasi. Selain itu analisis dilakukan berdasarkan hasil pengolahan beberapa target LEU yang telah diiradiasi sebelumnya. Hasil analisis menunjukkan bahwa untuk memproduksi Mo-99 sebesar 300 Ci diperlukan 4 target LEU seberat 11,609 gram atau 10,488 gram yang diiradiasi selama 5 hari dengan waktu peluruhan 1 hari. ]]>
<![CDATA[STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK ]]>
<![CDATA[Anis Rohanda]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (541.152 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.3-4.2886
<![CDATA[Perhitungan laju dosis dapat ditentukan dengan 2 jenis metode perhitungan, yaitu metode deterministik dan metode stokastik. Untuk berbagai aplikasi keperluan praktis, metode deterministik lebih baik mengingat waktu perhitungan yang jauh lebih cepat dan pemodelan yang jauh lebih seder-hana daripada metode stokastik. Metode deterministik dapat dilakukan dengan menerapkan teknik penyelesaian „point kernel‟ sebagai basis perhitungan. Salah satu program computer (code) yang mengadopsi teknik tersebut dan telah digunakan secara luas adalah QAD-CGGP-A. Selain dengan code, dewasa ini juga telah banyak dikembangkan program aplikasi sejenis yang bisa diakses dari personal komputer ataupun gadget seperti program aplikasi freeware “Rad Pro Calculator versi 3.26“ dan aplikasi android “Radiation Calculator”. Penelitian ini dilakukan dengan menggunakan code QAD-CGGP-A, program aplikasi Rad Pro Calculator dan Radiation Calculator untuk menghitung laju dosis gamma pada suatu sumber radiasi berbentuk sumber titik isotropik. Hasil perhitungan diverifikasikan dengan hasil perhitungan teoritis berdasarkan persamaan aproksimasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menghitung penetrasi sumber gamma dalam bentuk laju dosis sumber standar Co-60 sebagai sumber titik isotropik dan juga untuk mengetahui dan memverifikasi sejauh mana komparasi hasil perhitungan berbasis program aplikasi dengan perhitungan teoritis. Secara umum, hasil perhitungan laju dosis dengan ketiga program menunjukkan hasil yang lebih kecil da-ripada hasil perhitungan teoritis berdasarkan rumus aproksimasi. Hasil perhitungan laju dosis dengan aplikasi Radiation Calculator memiliki perbedaan sekitar 11 %, sedangkan hasil perhitungan QAD-CGGP-A dan Rad. Pro Calculator memiliki perbedaan sekitar 26% dengan hasil teoritis.]]>
<![CDATA[RELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS ON THE RSG-GAS PRIMARY COOLING SYSTEM ]]>
<![CDATA[Entin Hartini]]>;
<![CDATA[Mike Susmikanti]]>
<![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 (875.216 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.2.4494
<![CDATA[ABSTRACTRELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS IN PRIMARY RSG-GAS COOLING SYSTEM. Reliability is the probability that a system will function normally when it is used for the desired time period under specific operating conditions. This study aims to analyze the reliability, distribution function of damage and rate of damage by using the frequency data of damage, downtime and time data between the damage of each component on the primary cooling system RSG- GAS. The methodology used is the Test of damage distribution estimated as an exponential distribution. Test the exponential distribution using the Bartlett test. Further estimation of data distribution parameters. Based on the parameters of the data distribution, the reliability and rate of damage can be calculated for the critical component of the primary cooling system. Damage data is obtained from maintenance data for core 70 until 88 (2010-2015). The results showed that in the primary cooling system the highest failure occurred for component JE-01 (AP01-02) with downtime = 112 (day) and failure frequency presentation = 75%. The failure rate (λ) of 0.000215438 with the reliability value for the last year amounted to 99.83%. Keywords: Downtime, Damage frequency, Reliability, maintenance, RSG-GAS ]]>
<![CDATA[ANALISIS PROSES OKSIDASI H2 DAN CO UNTUK DESAIN KONSEPTUAL SISTEM PEMURNIAN PENDINGIN PRIMER RGTT200K ]]>
<![CDATA[Sumijanto Sumijanto]]>;
<![CDATA[Ignatius Djoko Irianto]]>
<![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 (402.502 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.2.2919
<![CDATA[RGTT200K (Reaktor berpendinginGas Temperatur Tinggi 200 MW Kogenerasi) adalah Sistem Energi Nuklir berbasis HTGR (HighTemperature Gas Coolled Reactor) yang dirancang untuk dikembangkan dalam rangka memenuhikebutuhan energi listrik di Indonesia ke depan. Reaktor ini dirancang menggunakan gas heliumsebagai pendingin primer. Sistem pemurnian berfungsi untuk memisahkan gas pengotor pendinginprimer seperti H2, H2O, CH4, CO, CO2, N2, dan O2 agar berada di bawah konsentrasi yangdipersyaratkan. Gas H2 dan CO adalah spesi yang sulit dipisahkan. Oksidasi gas H2 dan CO menjadiH2O dan CO2 merupakan alternatif untuk mempermudah proses pemisahan. Dalam makalah inidianalisis proses oksidasi H2 dan CO menggunakan oksidator CuO. Analisis dilakukan denganmemperhitungkan karakteristika pereaksi, laju reaksi, debit pendingin primer, konsentrasi H2 danCO, dan volume kolom oksidator. Hasil analisis menunjukan bahwa durasi proses reaksi oksidasiditentukan oleh reaksi gas H2 dengan CuO, semakin tinggi temperatur reaksi semakin cepat. Reaksioptimal terjadi pada kondisi temperatur 300 0C, volume kolom oksidator 1200 liter, waktu kontak 2detik, kebutuhan CuO 7572 kg, dan umur oksidator 10.000 hari.]]>
<![CDATA[STUDI AWAL DESAIN TERMAL PEMBANGKIT UAP PLTN TIPE PWR DAYA 1000 MWE ]]>
<![CDATA[Suroso Suroso]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.1.2943
<![CDATA[Telah dilakukan desain termal pembangkit uap PLTN tipe PWR daya 1000 MWe. Perhitungan dilakukan untuk mendapatkan nilai-nilai koefisien perpindahan panas, luas permukaan, panjang pipa dan nilai turun tekanan (pressure drop). Metoda perhitungan dengan menggunakan log mean temperature difference (LMTD). Daya thermal reaktor 3411 MWth menggunakan 4 pembangkit uap. Pembangkit uap ditetapkan berbentuk pipa dan kelongsong (shell and tube), dengan satu lintasan kelongsong dan dua lintasan pipa aliran lawan arah (cross flow). Hasil perhitungan, diperoleh nilai koefisien perpindahan panas sisi pipa 27248 W/m2 °C, sisi kelongsong 4786 W/m2 °C dan menyeluruh 3450 W/m2 °C. Luas permukaan perpindahan panas 4880 m2 dan panjang pipa 20,67 m untuk tiap pembangkit, yang masing-masing lebih rendah 3,6 % dan 1,6% dari pada dimensi pembangkit uap PLTN tipe PWR daya 1000 MWe yaitu luas permukaan perpindahan panas 5060 m2/unit dan panjang pipa 21 m. Nilai turun tekanan diperoleh 1,13x102 kPa untuk sisi pipa dan 3,75 kPa untuk sisi kelongsong. Hasil studi awal desain pembangkit uap PLTN tipe PWR daya 1000 MWe dapat dipergunakan sebagai pembanding terhadap perhitungan-perhitungan yang akan datang.]]>
<![CDATA[STUDI PEMILIHAN MATERIAL UNTUK REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI ]]>
<![CDATA[Abdul Hafidz]]>
<![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 (585.042 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.3.2981
<![CDATA[ReaktorGas Temperatur Tinggi (RGTT) adalah jenis reaktor generasi keempat. Reaktor ini beroperasi pada temperaturyang tinggi, hingga ± 900 0C. Sifat logam pada temperatur tinggi akan mengalami penurunan kemampuanterhadap korosi, ketangguhan, sifat aus, kekerasan, kekuatan dan mampu bentuk. Dilain pihak sifat rapuh dantidak tahan terhadap mulur meningkat. Penggunaan baja paduan (alloy steel) dan komposit sebagai materialtemperatur tinggi menjadi solusi. Berdasarkan hasil studi yang dilakukan diperoleh bahwa kandidat materialRGTT adalah low steel alloy, titanium alloy dan stainless steel. Potensi kandidat material tersebut untuk kondisitemperatur hingga 6000C. Analisis ini dilakukan dengan mengacu pada diagram batas elastisitas 50 MPaterhadap ketangguhan material terhadap potensi cacat bawaan karena ketidaksempurnaan material. Padakenyataannya temperatur operasi RGTT mencapai 9000C. Oleh karena itu, dengan menggunakan diagramkekuatan material terhadap kondisi temperatur tinggi dan menggabungkan hasil yang diperoleh pada diagramsebelumnya maka diperoleh bahwa kandidat material yang aman untuk RGTT adalah Stainless Steel.]]>
<![CDATA[PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF ]]>
<![CDATA[Defri Sulaeman]]>;
<![CDATA[Surip Widodo]]>;
<![CDATA[Mulya Juarsa]]>
<![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 (573.829 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1987
<![CDATA[PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF. Kecelakaan Boiling Water Reactor (BWR) di Fukushima Jepang, menunjukkan kegagalan sistem keselamatan reaktor dalam mengantisipasi bencana besar gempa bumi dan tsunami dan menyebabkan terjadinya SBO (Station Black Out). Peranan sistem keselamatan pasif untuk diterapkan pada desain reaktor nuklir yang menggunakan metode sirkulasi alami dalam meningkatkan keselamatan adalah fokus pada makalah ini. Untuk mempelajari sistempasif sebagai sistem keselamatan dilakukan eksperimen pada fasilitas sistem pasif BETA dengan tujuan untuk mengetahui laju aliran massa air pada sistem pasif dengan air sebagai fluida kerjanya. Eksperimen dilakukan dengan memvariasikan temperatur pada heater dengan variasi temperatur 85 ̊C. Dari hasil eksperimen dan perhitungan korelasi diperoleh laju aliran massa air dengan variasi temperatur 85 ̊C adalah 4,8606 x 10-7 kg/detik.]]>
<![CDATA[PENENTUAN INTENSITAS SUMBER GAMMA DI TERAS REAKTOR RISET BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM ]]>
<![CDATA[Anis Rohanda]]>;
<![CDATA[Ardani Ardani]]>
<![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 (411.73 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2012.16.3-4.2910
<![CDATA[Sumber radiasi gamma saat reaktorberoperasi adalah gamma tangkapan radiatif, gamma hasil fisi spontan dan gamma hasil peluruhanradionuklida dalam bentuk produk aktivasi, aktinida & anak luruhnya dan produk fisi. Salah satukarakteristik penting dari radiasi gamma yang berguna untuk desain perisai radiasi di sekitar terasreaktor sehingga menunjang keselamatan radiasi adalah intensitas sumber gamma (foton/s).Intensitas sumber gamma dalam bentuk tangkapan radiatif dan pembelahan spontan ditentukansecara analitik sedangkan intensitas sumber gamma peluruhan ditentukan dengan menggunakanORIGEN2.1. Salah satu bentuk persiapan awal dari kajian desain perisai radiasi untuk reaktor risetbaru berbahan bakar uranium molibdenum (UMo) yang dicanangkan dalam renstra BATAN 2010 –2014 adalah dengan menyiapkan data intensitas atau kuat sumber gamma. Penelitian dilakukandengan memvariasi densitas bahan bakar UMo untuk mengetahui pengaruh densitas terhadapintensitas sumber gamma. Densitas UMo divariasi mulai dari 5,92 g/cc hingga 9,47 g/cc. Hasilanalisis menunjukkan bahwa pada daya tetap, intensitas gamma dari jalur hasil peluruhanradionuklida memberikan kontribusi lebih besar dibandingkan jenis gamma lainnya dan semakintinggi densitas bahan bakar UMo maka intensitas sumber gammanya semakin kecil dengan intensitasgamma terkecil 1,01 × 1019 foton/detik pada densitas 9,47 g/cc.]]>
<![CDATA[KARAKTERISASI MIKROBA DALAM AIR PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Itjeu Karliana]]>;
<![CDATA[Geni Rina Sunaryo]]>;
<![CDATA[Diah Erlina]]>
<![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.2008.12.3.2933
<![CDATA[Telah diperoleh hasil identifikasi karakteristik bakteri yang terkandung dalam air sistem pendingin sekunder RSG-GAS berdasarkan sifat-sifat morfologi sel, sifat-sifat fisiologi sel dan respon terhadap reaksi karbohidrat serta dihitung jumlah koloni bakteri dengan metode total plate count. Sampling air dilakukan pada beberapa tempat antara lain di kolam pendingin sekunder (1), setelah lewat kran (2), seteleh sistem penukar panas (3), dan air masuk ke kolam pendingin setelah lewat kran (4). Sampel dianalisis secara mikrobiologi menurut prosedur Bergey’s Manual. Berdasarkan hasil isolasi, telah teridentifikasi adanya spesies bakteri pereduksi sulfat dari species desulfococcus multivoran. Masing-masing, lokasi (1) mengandung 7,4 x 104 cfu/ml, lokasi (2) 6,9 x 104 cfu/ml, lokasi (3) 2,8 x 104 cfu/ml, dan lokasi (4) 1,9 x 104 cfu/ml. Hasil analisis dari keempat lokasi diperoleh bahwa kandungan bakteri masih dibawah spesifikasi air pendingin sekunder yaitu <106 cfu/ml. Ukuran mikro partikel bakteri 0,5 μ masih mampu lolos dari sistem filtrasi air pendingin kecuali memakai filter bakteri semi permeable berukuran 0,22 μ. Keberadaan bakteri pereduksi sulfat yang terakumulasi membentuk lapisan dapat menimbulkan biokorosi dan pada suatu saat dapat menurunkan kemampuan sistem pertukaran panas.]]>
<![CDATA[ANALISIS PROSES PEMBENTUKAN HIx UNTUK MENDUKUNG PEMISAHAN PRODUK REAKSI BUNSEN DALAM MENINGKATKAN PRODUKSI HIDROGEN ]]>
<![CDATA[Tumpal Pandiangan]]>
<![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 (595.232 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.1.2971
<![CDATA[Salah satu keunggulan prosestermokimia I-S dibanding dengan metode lainnya adalah adanya peluang peningkatan efisiensi termal dalamproses pembentukan produk reaksi Bunsen. Tujuan penelitian adalah memperoleh cara yang lebih baik dalamproses pemisahan hasil reaksi bunsen. Telah dilakukan eksperimen pencampuran bahan produk reaksi Bunsendengan komposisi fraksi mol pembentuk senyawa dari HIx (2HI + 10H2O + 8I2) dan larutan asam sulfat dalamair (H2SO4+4H2O) pada temperatur sekitar 120oC dalam tekanan 1 atm, selama 1 jam pemanasan.Karakteristika hasil reaksi setelah ditunggu sekitar 24 jam, secara visualisasi menunjukkan tampak dua fasa yangterpisah yang diperkirakan adalah fasa HIx dan fasa larutan H2SO4 dengan H2O. Fasa HIx berada pada bagianbawah dan campuran asam sulfat dengan air pada bagian atas tabung reaksi. Apabila hasil reaksi yang terpisahini ditambah dengan H2O, dan ditunggu selama 74 jam, campuran tersebut menjadi tidak terpisah, tetapimenjadi larut satu sama lain. Namun ketika produk hasil reaksi yang terpisah tersebut ditambah dengan asamsulfat, tampak kedua fasa tetap terpisah. Dengan mengontrol komposisi reaktan reaksi dapat memberikemudahan dalam proses pemisahan produk reaksi Bunsen.]]>
