Articles
191 Documents
<![CDATA[DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER-MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL ]]>
<![CDATA[Keis Jury Pribadi]]>;
<![CDATA[Gregorius Bambang Heru]]>;
<![CDATA[Ainur Rosidi]]>;
<![CDATA[Mulya Juarsa]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (972.304 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.2.2882
<![CDATA[Kecelakaan PLTN Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) yang mengakibatkan teras meleleh telah mendorong para peneliti untuk meneliti interaksi anta-ra lelehan teras dengan dinding bejana tekan reaktor bagian bawah. Penelitian ini dimaksudkan mempelajari karakteristik perpindahan kalor antara lelehan teras reaktor yang membentuk geometri semi-sphere dengan bagian bawah bejana tekan reaktor. Eksperimen dilakukan dengan menggunakan fasilitas eksperimen Bagian Uji HeaTiNG-03. Tujuan eksperimen adalah mengkarakterisasi distribusi temperatur di permukaan semi-sphere selama pemanasan dan pendinginan secara radiasi dengan temperatur awal 100 °C, 200 °C, dan 300 °C. Hasil penelitian menunjukan bahwa pemanasan dan pendinginan pada 9 titik pengukuran temperatur oleh termokopel pada permukaan semi-sphere memiliki kurva kenaikan dan penurunan yang berbeda. Berdasarkan penelitian awal ini dapat disimpulkan bahwa pemanasan dan pendinginan belum begitu seragam.]]>
<![CDATA[ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP-02 ]]>
<![CDATA[Ahmad Rofiq Sofyan]]>;
<![CDATA[Dedy Haryanto]]>;
<![CDATA[Joko Prasetyo Witoko]]>;
<![CDATA[Giarno Giarno]]>;
<![CDATA[Mulya Juarsa]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (541.096 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4322
<![CDATA[ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP 02. Kecelakaan reaktor nuklir Fukushima terjadi dipicu oleh bencana alam gempa bumi dan Tsunami. Kerusakan yang terjadi pada teras reaktor akibat kegagalan sistem aktif selama proses pendinginan panas sisa peluruhan reaksi fisi berantai (residual heat). Sehingga, perlu pengembangan sistem pendingin pasif yang menggantikan sistem aktif untuk pendinginan teras ketika terjadi Stasiun Black Out (SBO) akibat pemadaman reaktor. Sistem pendingin pasif bekerja berdasarkan fenomena sirkulasi alam dari daerah panas menuju daerah dingin dalam satu untai tertutup. Sehingga untuk kebutuhan studi eksperimen terhadap pola aliran sirkulasi alam, maka dibuat fasilitas uji Untai PreFASSIP-02. Tujuan penelitian adalah untuk memperkirakan perpindahan kalor dari bagian panas menuju bagian dingin pada Untai Pre-FASSIP-02. Hasil eksperimen menunjukan bahwa proses pemanasan yang terjadi pada tabung heater semakin lama menyebabkan kenaikan temperatur air. Nilai kalor rata-rata yang diberikan oleh heater pada air untuk temperatur rata-rata 61,6 °C selama dua jam eksperimen adalah 1264,9 kJ dan besarnya kalor yang diterima kolam ECT hanya 150, 4 kJ. Kalor tersebut memanaskan air hingga terjadi aliran sirkulasi alam yang membuat temperatur di TH out dan ECT meningkat meski dengan kenaikan yang kecil. Kenaikan temperatur air di TH out dan ECT yaitu masing-masing 35,57 °C dan 0,07 °C. Artinya perubahan kalor di dalam untai yang terjadi cukup kecil dan rugi kalor yang terjadi besar, menyebakan kenaikan temperatur air di ECT tidak akan mencapai titik didihnya.Kata kunci: estimasi, kalor, temperatur, sirkulasi alam, sistem pasif, Pre-FASSIP-02 ]]>
<![CDATA[ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304 ]]>
<![CDATA[Alim Mardi]]>;
<![CDATA[Roziq Himawan]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (430.178 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.1.2915
<![CDATA[Pencegahan kerusakan fatik yang kerusakan tersebut terjadi secara tiba-tiba padakomponen penyusun reaktor nuklir yang berbahan SS 304 merupakan salah satu alasan perlunya estimasiumur fatik pada proses perancangan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui ketahanan fatik dan estimasiumur fatik komponen dengan tipe pembebanan rotating bending. Metoda yang digunakan adalah metodakurva S-N. Kurva S-N diperoleh dari hasil pengujian fatik tipe rotating bending dan kemudian dilakukanpendekatan pola kurva menggunakan persamaan Basquin. Dari pendekatan pola kurva didapat deviasimaksimum sebesar 14,8 % dari nilai kurva S-N hasil pengujian. Nilai deviasi ini dapat diterapkan sebagaibatas aman dalam menggunakan kurva S-N untuk penentuan estimasi umur fatik komponen berbahan SS304 dalam perhitungan perencanaan.]]>
<![CDATA[PEMILIHAN MOTOR SERVO PADA PROSES RETROFIT MESIN FRAIS ]]>
<![CDATA[Abdul Hafidz]]>
<![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.2008.12.4.2938
<![CDATA[Perhitungan untukmenentukan pilihan tentang ukuran motor servo dilakukan agar taksiran tidak terlalu rendah. Perhitungan dapatdilakukan sebelum dan setelah menetapkan pilihan ukuran dan model motor servo yang digunakan untuk prosesretrofit mesin frais. Penentuan jenis mesin frais diperlukan untuk memperoleh data-data awal perhitungan. Polaoperasi ditentukan berdasarkan prinsip kerja mesin yang diprediksikan sesuai dengan arah gerak yangdiharapkan. Pada makalah ini ditentukan pola operasi motor servo bentuk trapesium. Tiga hasil utama yangharus diperoleh dalam perhitungan sebelum membuat pilihan sementara motor servo, yaitu momen inersiasistem, torsi yang diperlukan dan kecepatan putaran. Pilihan sementara diperoleh berdasarkan katalog motorservo. Perhitungan pemeriksaan dilakukan untuk membuat pilihan tetap motor servo. Berdasarkan hasilperhitungan untuk kecepatan putaran 1800 rpm, momen inersia 6,57 x 10-4 kg-m2 dan torsi 0,1561 kg-m makamotor servo yang sesuai adalah motor servo AC model APM – SE16D. Berdasarkan katalog, motor servomodel APM – SE16D memiliki kecepatan putaran 2000 rpm, momen inersia rata-rata 17,339 kg-m2 dan torsirata - rata 0,779 kg-m. Dari hasil perhitungan, diperoleh bahwa motor servo APM – SE16D dapat digunakanuntuk menggerakkan mesin frais arah horizontal (sumbu-x).]]>
<![CDATA[RANCANG BANGUN INSTALASI SISTEM KONTROL PADA OTOMASI MESIN BUBUT ALPINE-350 ]]>
<![CDATA[Riswan Djambiar]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2010): Mei 2010 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1678.352 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2010.14.2.2976
<![CDATA[Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir terdiri dari beberapa bidang, khusus untukperalatan bengkel yang dikelola Bidang Operasi Fasilitas. Peralatan tersebut salah satunya adalah mesin bubutdengan pengoperasian secara konvensional. Seiring dengan perkembangan zaman, mesin bubut dituntut untukmenghasilkan benda kerja dengan presisi tinggi. Untuk memecahkan masalah tersebut maka retrofit mesin bubutharus dimodifikasi unjuk kerja manual menjadi Numerical Control (NC), belum menggunakan sistem ComputerNumerically Controlled (CNC) yaitu menggunakan komputer secara keseluruhan. Untuk menunjang agar mesinbubut bekerja secara optimal maka dibuat sistem operasional dengan menggunakan beberapa komponen untukmenunjang bekerjanya sistem kontrol dengan baik. Sistem kontrol tersebut salah satunya adalah seperangkatProgram Logic Control (PLC) lengkap dengan asesorisnya yang yang berfungsi untuk mengoperasikan motorservo dalam pembuatan benda kerja, alat pendukung lainnya seperti kontaktor, relai 24 volt AC dan DC sertakomponen trafo step down sebagai suplay untuk PLC. Catu daya yang dibutuhkan berupa arus bolak-balik dansearah. Dengan retrofit mesin bubut menjadi NC pengoperasian mesin menjadi lebih efisien dan ketelitian mesindapat ditingkatkan serta tidak tergantung terhadap ketrampilan seseorang operator.]]>
<![CDATA[PERFORMANCE ANALYSIS OF RANKINE CYCLE USING SUPERCRITICAL STEAM FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RDE ]]>
<![CDATA[Ignatius Djoko Irianto]]>
<![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 (562.464 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2017.21.2.4059
<![CDATA[PERFORMANCE ANALYSIS OF RANKINE CYCLE USING SUPERCRITICAL STEAM FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RDE. The energy conversion system in the experi- mental power reactor (RDE) is designed using a steam turbine or in a cogeneration configuration with a Rankine cycle. This energy conversion system also functions as a reactor coolant system that implements an indirect cycle. Between the primary cooling system and the secondary cooling system is mediated by a heat exchanger that acts as a steam generator (SG). The temperature of the reactor outlet is 700 oC and the temperature of the steam generator outlet is 530 oC with the pressure of 60 bar. One of the performance parameters for energy conversion systems is thermal efficiency. This research aims to study the possibility of increasing thermal efficiency by conditioning the supercriti- cal vapor in the turbine inlet. The analysis and calculation of cooling thermodynamic parameters and coolant system performance parameters are performed using ChemCAD computer software. A simu- lation using ChemCAD for the RDE energy conversion system by conditioning the supercritical va- por at various pressure variations obtained that the highest thermal efficiency of 29.41 % occurred at supercritical vapor conditions with a pressure of 270 bar. This thermal efficiency is about 2.5 % higher than thermal efficiency at a pressure of 60 bar. Therefore a pressure of 270 bar can be consi- dered as an operating parameter for the Rankine cycle on RDE. Keywords: experimental power reactor, cooling system, ChemCAD, thermal efficiency ]]>
<![CDATA[ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ]]>
<![CDATA[Sri Sudadiyo]]>
<![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 (1260.919 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2012.16.3-4.2906
<![CDATA[Konsep sistem turbin helium yang digunakan untuk alat pendingin teras RGTT200K mempunyaikomponen utama kompresor. Kompresor ini didesain dengan perbandingan tekanan 1,85, temperaturmasuk 40 °C, dan laju aliran massa 107,258 kg/s. Bentuk sudu kompresor didesain untuk memberikantekanan keluar 50 bar dan aliran helium secara aksial dengan kecepatan 228 m/s. Tujuan daripenelitian ini adalah untuk menentukan derajat reaksi dan sudut aliran helium melalui sudu. Perangkatlunak Cycle-Tempo Release 5.0 digunakan untuk pemodelan kompresor aksial agar diperolehkondisi termodinamika yang sesuai. Dari hasil perhitungan diperoleh sudut aliran helium masuk sudu45°, sudut aliran helium keluar sudu 45°, derajat reaksi 0,5, dan efisiensi 92,13 % sehingga cocokuntuk siklus turbin helium dalam RGTT200K.]]>
<![CDATA[ANALISIS DAN PERHITUNGAN PELEPASAN DEBU KARBON PADA SISTEM PENDINGIN RGTT 200 MW ]]>
<![CDATA[Sriyono Sriyono]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 4 (2009): November 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.4.2967
<![CDATA[Reaktor Berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT) merupakan reaktor generasi lanjutyang menggunakan helium sebagai pendinginnya. Selain menghasilkan listrik, RGTT dapat dikogenerasi untukdigunakan pada instalasi produksi hidrogen, coal gasification, coal liquifaction dan desalinasi. Reaktor RGTT200 MW menggunakan bahan bakar kernel yang dilapis dengan tiga lapisan pyrocarbon (TRISO) selanjutnyaTRISO dibentuk menjadi bola. Salah satu permasalahan yang terjadi pada sistem pendingin RGTT adalahadanya debu karbon yang berasal dari lepasan coating bahan bakar dan terbawa dalam aliran helium. Debu yangterbawa aliran pendingin akan memicu terjadinya korosi erosi. Pengikisan debu ini harus diantisipasi untukmenjamin keselamatan pengoperasian RGTT. Pada makalah ini akan ditampilkan perhitungan laju pelepasandebu karbon pada RGTT 200 MW. Perhitungan didasarkan pada jumlah konsumsi bahan bakar satu tahunoperasi, laju alir pendinginan teras, laju alir helium masuk ke Helium Inventory System dan kemampuanpengambilan debu karbon pada filter HEPA yang digunakan pada Helium Purification System. Pada perhitunganyang telah dibuat untuk daya RGTT 200 MW, parameter input yang diasumsikan adalah konsumsi bahan bakar300.000 pebble/tahun, laju alir helium pada aliran primer adalah 110 kg/s, laju alir ke Helium Inventory Systemadalah 0,45 %, dan laju pelepasan setiap pebble 0,03 gram/tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa denganasumsi kapabilitas filter HEPA pada HIS minimal 75% maka laju penumpukan debu karbon pada sistempendingin RGTT adalah 8969,63 gram per tahun. Apabila RGTT didisain untuk masa operasi 60 tahun makaakan terdapat 538.178 gram debu karbon pada masa akhir operasionalnya.]]>
<![CDATA[PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR ]]>
<![CDATA[Suwoto Suwoto]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (973.167 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2015.19.1.2896
<![CDATA[Kajian terhadap metoda pengolahan data nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik teras High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) perlu dilakukan karena data tampang lintang nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik memegang peranan penting dalam analisis keselamatan kritikalitas. Metoda pengolahan dalam generasi tampang lintang data nuklir yang biasa digunakan selama ini adalah metode deterministik yang biasa digunakan dalam program deterministik seperti WIMS/D5B dan yang menggunakan metode probabilistik seperti pada program Monte Carlo MCNP5v1.2. Kedua metode tersebut mempunyai keunggulan dan kelemahan masing-masing. Program pengolah data nuklir NJOY, berguna dalam me-nyelesaikan persoalan pengolahan data nuklir dalam format ENDF (Evaluated Nuclear Data File) yang akan digunakan dalam perhitungan fisika neutronik teras reaktor HTGR, baik yang menggunakan tampang lintang multi-kelompok seperti pada program WIMS/D5B dengan memanfaatkan modul WIMSR maupun yang menggunakan tampang lintang energi kontinu pada program MCNP/MCNPX dengan memanfaatkan modul ACER. Data hasil kajian dengan kedua metoda dalam pengolahan dan penyiapan data tampang lintang nuklir digunakan dalam perhitungan neutronik bahan bakar pebble teras HTGR. Hasil perhitungan neutronik bahan bakar pebble HTGR dengan UO2 dengan pengkayaan 10% dan fraksi packing TRISO 10% untuk variasi tem-peratur 900K, 1200K dan 1500K dengan metode probabilistik MCNP5v1.2 menggunakan tampang lintang energi kontinu dari file ENDF/B-VII menghasilkan perbedaan nilai multiplikasi tak hingga (k¥) masing-masing 7,42%, 5,7% dan 4,36% lebih besar dibanding dengan program deterministik WIMS/D5B. Nilai perbedaan tersebut dikarenakan adanya perbedaan pendekatan geometri dan juga pendekatan energi tampang lintang data nuklir yang digunakan. Dengan demikian metode probabilistik dengan MCNP5v1.2 lebih disukai karena dinilai lebih dan teliti dalam perhitungan neutronik teras reaktor HTGR.]]>
<![CDATA[KUAT PENERANGAN (ILUMINASI) RUANG KENDALI UTAMA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA PTRKN-BATAN ]]>
<![CDATA[Dedy Haryanto]]>;
<![CDATA[Edy Karyanta]]>;
<![CDATA[Paidjo Paidjo]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 1 (2008): Februari 2008 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (189.489 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2008.12.1.2929
<![CDATA[Telah dilakukan pengukuran dan perhitungan kuat penerangan (iluminasi) rata-rata pada Ruang Kendali Utama Untai Uji Termohidrolika PTRKN yang bertujuan untuk mengetahui kondisi kuat penerangan rata-rata pada saat ini untuk kemudian dilakukan perbaikan bila kuat penerangan rata-rata yang dihasilkan saat ini tidak memenuhi standar yang telah ditentukan yaitu sebesar 500 lux. Dari perhitungan berdasarkan disain ruangan dan tata letak lampu didapatkan besar kuat penerangan rata-rata sebesar 789,04 lux sedangkan dari hasil pengukuran besar kuat penerangan rata-rata sebesar 190,9 lux. Setelah dilakukan penggantian lampu hasil pengukuran besar kuat penerangan rata-rata 246,22 lux, hasil tersebut masih dibawah standard kuat penerangan. Penurunan kuat penerangan rata-rata tersebut dapat diakibatkan karena warna cat panel kendali dan lantai ruangan yang tidak memantulkan cahaya. Dengan demikian kuat penerangan rata-rata ruang kendali utama belum sesuai dengan persyaratan.]]>
