cover
Article Per Year (5 Year)
All
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
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 169 Documents
 11   12   13   14   15 
KUALIFIKASI OPERATOR MICRO HARDNESS TESTER DI LABORATORIUM IEBE Hadijaya Hadijaya; Nudia Barenzani
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 9-10 (2012): April-Oktober 2012
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1053.486 KB)

Abstract

Telah dilakukan kualifikasi operator alat Micro hardness tester dengan metode Vicker’s yang ada dilaboratorium IEBE. Kualifikasi dilakukan pada saat coaching pengoperasian alat Micro Hardness Tester. Coaching diikuti 10 orang peserta, terdiri dari 6 orang teknisi IEBE dan 4 orang mahasiswa Unsoed yang sedang melaksanakan praktek kerja lapangan. Tujuan kualifikasi untuk memperoleh informasi mengenai kemampuan teknis calon operator dalam melaksanakan pengujian kekerasan mikro dengan tingkat akurasi yang optimum. Penentukan operator terbaik dalam melaksanakan pengukuran diagonal indentasi adalah dengan membandingkan data hasil uji kekerasan menggunakan satu alat yang sama. Peserta dibagi dalam dua kelompok, masing-masing kelompok menggunakan jenis material standar berbeda yaitu MP. A. 35375.888 (599 HV ± 1,5%) untuk kualifikasi bagi mahasiswa PKL Unsoed dan MP. A. 37056.189 (855 HV ±1,0%) untuk teknisi laboratorium IEBE. Indentasi yang mereka lakukan dengan variasi beban uji 100p, 200p, 300p dan 500p menghasilkan data diagonal jejakan. Untuk mengetahui nilai kekerasan material standar (HVN) maka data diagonal jejakan diproyeksikan pada tabel standar. Berdasarkan hasil pengukuran menggunakan Micro hardness tester, operator IEBE yang cermat dalam melakukan pengukuran adalah dengan inisial “Slam”, sedangkan dari mahasiswa PKL Unsoed yang cermat dalam melakukan pengukuran adalah berinisial “Yan”. Secara keseluruhan, tingkat keberhasilan peserta dalam kualifikasi pengukuran dikategorikan “memuaskan” karena pada penggunaan beban 200p dan 300p mendekati range terbawah dari steel standard.  Kemahiran operator dalam mengukur diagonal indentasi juga dipengaruhi oleh pengalaman pengoperasian alat, sehingga dengan makin sering mengoperasikan alat uji kekerasan mikro maka seorang operator dapat menyajikan data yang akurat. Kata kunci : Kualifikasi personil, Micro Hardness Tester, Metode Vicker’s dan laboratorium IEBE.
PENINGKATAN KAPASITAS SISTEM AIR PENDINGIN CHILLER IEBE Ahmad Paid Paid; Kusyanto Kusyanto; Eko Yuli Rustanto; Amar Marup
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (673.241 KB)

Abstract

Telah dilakukan evaluasi peningkatan kapasitas sistem air pendingin untuk kebutuhan air dingin pada fasilitas IEBE sebesar 8.632 L/menit  = 517.920 L/jam, desain awal untuk mendinginkan air  tersebut dipergunakan mesin pendingin air / chiller  water sentrifugal jenis pendingin air dan menggunakan refrigerant R11, kapasitas pendinginan per-unit sebesar 377 TR dengan kapasitas air dingin yang dihasilkan sebesar 3.162 liter/menit yang dioperasikan 2-3 unit chiller, dari hasil perhitungan dengan menggunakan selisih temperatur air dingin masuk dengan keluarantara 5 – 6 oC didapatkan 852,96 – 1023,56 TR,   seiring perjalanan waktu chiller   watersentrifugal terjadi penuaan dan kerusakan yang tidak mungkin lagi untuk dilakukan perbaikan serta menyangkut pelarangan penggunaan R.11, secara bertahap dilakukan pergantian chiller water unit beralih menggunakan refrigerant R-22, pada saat ini telah terpasang 2 unit chiller masing-masing dengan kapasitas pendinginan 211 TR × 2 unit = 422 TR, dari hasil perhitungan masih diperlukan penambah chiller dan akan dilakukan pemenuhan secara bertahap, pada tahun ini direncanakan akan dilakukan pengadaan chiller baru dengan kapasitas pendinginan sekitar 802 kW/ 288 TR. Kata kunci: sistem ventilasi, air handling unit, refrigerant, chiller.  ABSTRACTAn evaluation of the improvement of the cooling water system for cold water needs at the IEBEfacility has been carried out at 8,632 L / min = 517,920 L / hr, the initial design to cool the cold water was used a water cooling machine / centrifugal water chiller type water cooler and used R11 refrigerant, per-unit cooling capacity of 377 TR with the resulting cold water capacity of3,162 liters / minute operated by 2-3 chiller units, from the results of calculations using the difference in temperature of cold water entering and leaving between 5-6 oC obtained 852.96 -1023.56 TR, Over time the centrifugal water chiller occurs aging and damage that is no longer possible to be repaired and involves banning the use of R.11, gradually the water chiller unit ischanged to switch to using R-22 refrigerant, at this time 2 chiller units have been installed each with a cooling  2 units = 422 TR´capacity of 211 TR, from the results of the calculation is still needed to increase the chiller and will be carried out in stages, this year it is planned to beprocured a new chiller with a cooling capacity of around 802 kW / 288 TR. Keywords: ventilation system, air handling unit, refrigerant, chiller
PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti .; Sutri Indaryati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 5 (2010): April 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (327.353 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT Differential Thermal AnalyZER. Telah dilakukan analisis termal terhadap alloy Aluminium Fero Nikel (AlFeNi) dengan variasi kandungan Fe 1% dan 2% serta Ni 1% hingga 4% menggunakan Differential Thermal Analyzer (DTA). Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui karakterisasi sifat termal seperti sifat  kestabilan panas, entalpi, dan temperatur lebur alloy AlFeNi yang dapat digunakan sebagai kelongsong bahan bakar nuklir pengganti AlMg2. Metode yang dilakukan adalah dengan pengukuran  temperatur, entalpi  dan aliran panas yang ditunjukkan berupa termogram DTA. Dari hasil percobaan menunjukkan bahwa AlFeNi variasi kandungan Fe 1% dan 2% serta Ni 1% hingga 4% diperoleh bahwa hingga temperatur 640oC alloy tesebut sangat stabil terhadap panas. Namun pada  temperatur 647,76oC sampai dengan 653,44oC terjadi reaksi endotermik dengan entalpi peleburan sebesar 243,419 J/g  hingga 246,939 J/g. Reaksi  eksotermik dicapai pada temperatur 690,09oC hingga 696,79oC dengan entalpi -90.143 J/g sampai dengan -97,417 J/g sedangkan  kelongsong AlMg2 mempunyai reaksi peleburan pada temperatur 648,63oC sehingga bila dibandingkan antara    ke-dua alloy tersebut akan mempunyai sifat termal yang hampir sama. Hal ini menunjukkan bahwa paduan AlFeNi mempunyai karakter termal yang baik sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut untuk dapat digunakan sebagai kelongsong bahan bakar. Kata kunci : aluminium, DTA, fero, nikel, pengukuran, termal.
EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI Muradi .; Sjafruddin .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (356.718 KB)

Abstract

ABSTRAK EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI. Suatu evaluasi kegiatan proteksi radiasi selama proses pemindahan bahan pasca iradiasi berupa foil target dari reaktor (RSG-GAS) ke Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah dilakukan. Kegiatan bertujuan untuk melindungi pekerja radiasi dari bahaya radiasi selama penanganan pemindahan foil target dari wadah (cask) ke hotcell ZG-101 IRM. Evaluasi dilakukan dengan cara pengukuran radioaktivitas di lokasi penanganan pemindahan foil target untuk menentukan posisi berbahaya terhadap radiasi. Hasil evaluasi menemukan bahwa bahaya radiasi terjadi di posisi depan sekitar interface antara cask dan hotcell pada saat dilintasi foil target. Pada posisi tersebut paparan radiasi meningkat hingga mencapai 7800 µSv/jam, sedangkan posisi belakang tidak terjadi peningkatan paparan radiasi yang signifikan karena terdapat perisai radiasi dari cask. Hasil evaluasi proteksi radiasi terhadap pekerja radiasi yang menangani pemindahan menunjukkan bahwa tidak seorang pun terdeteksi menerima dosis radiasi yang diukur secara langsung menggunakan dosimeter pena, sedangkan pengukuran menggunakan TLD ditemukan dosis tertinggi sebesar 0,02 mSv/triwulan. Juga tidak ditemukan pekerja radiasi yang terkontaminasi dalam penanganan pemindahan foil target. Kata kunci: foil target, cask, hotcell, proteksi radiasi.
KARAKTERISASI DENSITAS GRAFIT SEBAGAI KANDIDAT BAHAN REAKTOR TEMPERATUR TINGGI Heri Hardiyanti . .; Slamet Pribadi . .; Dadang . .; Jan Setiawan . .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 9, No 16 (2016): April 2016
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.439 KB)

Abstract

ABSTRAK-Telah dilakukan karakterisasi densitas grafit dengan menganalisis pola difraksi sinar-X menggunakan metode Rietveld yang dibandingkan dengan pengukuran densitas dengan ASTM C373 dan ASTM C559.  Pengamatan struktur mikro menggunakan mikroskop optik dilakukan untuk memperkuat karakteristik densitas elektroda grafit yang diuji.  Hasil yang diperoleh menunjukkan sampel grafit merupakan alotropi grafit 2H dengan sistem Kristal heksagonal dan grup kisinya adalah P 63 m c.  Parameter kisi hasil analisis Rietveld diperoleh a=2,4627 Å dan c=6,7215 Å, dengan densitas yang diperoleh sebesar 2,26 g/cm3. Hasil pengukuran densitas dengan ASTM C373 diperoleh sebesar 2,41 g/cm3, sedangkan pengukuran densitas dengan ASTM C559 sebesar 2,28 g/cm3. Hasil pengamatan struktur mikro memperkuat hasil pengukuran densitas yang diperoleh dengan menunjukkan sampel grafit memiliki kepadatan yang tinggi.  Dari pengukuran densitas ini elektroda grafit telah memenuhi salah satu kriteria agar dapat digunakan pada reaktor temperatur tinggi. Kata kunci: karbon, grafit, pola difraksi,densitas. ABSTRACT-Characterization on graphite density has been done. The characterizations were done by analyzed X-ray diffraction pattern using Rietveld method compared to the density measurement according to ASTM C373 and ASTM C559. Microstructure observation by optical microscope was done to prove the density characteristic of graphite electrode.  The results showed the graphite electrode was 2H graphite allotrope with hexagonal crystal system and its space group is P 63 m c.  Rietveld analysis for lattice parameter was achieved at a=2,4627 Å and c=6,7215 Å, with density at 2,26 g/cm3.  Density measurement based on ASTM C373 at 2,41 g/cm3, and based on ASTM C559 at 2,28 g/cm3.  The observation microstructure appearance showed high density in graphite. The density measurement showed the graphite electrode has passed one criteria to be used in high temperature reactor. Keywords: Carbon, graphite, diffraction pattern, density.
PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DI UDARA INSTALASI NUKLIR Endang Sukesi; Budi Prayitno; Suliyanto Suliyanto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 8 (2011): Oktober 2011
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (386.601 KB)

Abstract

PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DI UDARA INSTALASI NUKLIR. Pengolahan data pengukuran radioaktivitas alpha (α) di udara instalasi nuklir, telah dilakukan. Tujuan dari penulisan ini untuk mengetahui sumbangan dari ralat pengukuran radioaktivitas α di udara di inslatasi nuklir secara tidak langsung. Contoh pengukuran radioaktivitas α dilakukan di Instalasi Radiometalurgi (IRM) ruang 143 dengan cara menghisap partikulat di udara melalui bantuan air sampler yang dilengkapi kertas filter. Pengambilan cuplikan udara dilakukan pada ketinggian ± 150 cm dari permukaan lantai. Tangkapan partikulat pada kertas filter di cacah aktivitasnya dengan alat cacah SAC-4 yang dilengkapi dengan detektor α. Data hasil cacahan diolah dan dihitung  radioaktivitas α, sedangkan ketelitian pengukuran dihitung dengan memperhitungan ralat pengukuran, yaitu hasil pencacahan, volume udara yang dihisap dan efisiensi detektor. Hasil pengukuran radioaktivitas α di udara ruang 143 IRM secara tidak langsung sebesar  dengan ketelitian pengukuran sebesar 52,51 %. Ketelitian pengukuran tersebut berasal dari sumbangan ralat pencacahan sebesar 98,74 %, ralat volume udara yang dihisap sebesar 1,24 % dan ralat efisiensi detektor sebesar 0,02 %. Oleh karena itu pengukuran radioaktivitas α di udara instalasi nuklir sebaiknya dilakukan secara langsung, karena radioaktif berumur pendek akan ikut terdeteksi. Dapat disimpulkan bahwa pengukuran radioaktivitas di udara instalasi nuklir hanya dilakukan untuk tujuan pengukuran keselamatan.   Kata kunci : Pengolahan data, pengukuran, radioaktivitas α, udara, ralat pengukuran.
PENGARUH LINIERITAS CONTROL VALVE FY-301 TERHADAP PROSES PELARUTAN YELLOW CAKE DI INSTALASI PEMURNIAN DAN KONVERSI Triarjo Triarjo; Sugeng Rianto Rianto; Eddy Muljono Muljono
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (8128.767 KB)

Abstract

ABSTRAK- Telah dilakukan uji linieritas control valve dengan meggunakan  standar peralatan kalibrator arus model Fluke 725 Multi Function Process Calibrator. Metode yang digunakan  yaitu dengan menginjeksi arus standar ke sistem kontrol valve dan diamati respon gerakan dari control valve nya. Tujuan dari uji linieritas ini adalah untuk memastikan kondisi control valve sebagai salah satu variabel proses pelarutan yelow cake menjadi larutan uranil nitrat yaitu pengaturan panas uap pada jaket tangki DI-301. Hasil pengujian tersebut diharapkan membentuk grafik  linearitas hysteresis. Jika hasil pengujian tersebut tidak linear maka harus dilakukan kalibrasi dan bila perlu dilakukan penggantian intrument control valve. Hasil uji linieritas control valve FY-301 masukan untuk pengaturan panas uap pada jaket tangki DI-301 untuk proses pelarutan yelow cake menjadi larutan uranil nitrat, didapat deviasi 1,34%  arus terhadap udara tekan control valve. Sedangkan hasil uji linieritas posisioner steam FY-301 terhadap arus, deviasi rata-ratanya adalah 12%. Hal ini memperlihatkan bahwa posisioner  FY-301 sudah mengalami penurunan unjuk kerja sehingga berpengaruh terhadap kecepatan pemanasan pada proses pelarutan yelow cake menjadi larutan uranil nitrat di tangki dissolver DI-301 pada parameter suhu proses 60oC sampai dengan 95 oC. Dengan demikian  perlu dilakukan kalibrasi, perbaikan atau penggantian alat posisioner control valve FY-301.Kata kunci:  control valve, linieritas, tangki dissolverABSTRACT- Control valve linearity test has been performed using the standard current calibrator equipment model of the Fluke 725 Multi Function Process Calibrator. The method is injecting a standard current into the control valve system and observing the response movement from the valve control. The purpose of this linearity test is to ensure the condition of the control valve as one of the in variables process of dissolving yelow cake into uranyl nitrate that controlling heat steam on the tank jacket DI-301. The test results are indicator a linearity hysteresis graph. If results the test is not linear, so it must be calibrated and need to replace the instrument control valve of necessary. From the results of the control valve linearity test FY-301 to enter the steam heat setting on the jacket tank DI-301 the process of dissolving yelow cake into uranyl nitrate solution obtained a deviation of 1.34% of the current against compressed air control valve. While the results of the linearity test of the FY-301 steam positioner to the current, the average deviation the rate is 12%. This shows that the FY-301 positioner has experienced a decrease in performance work so that it affects the speed of heating in the process of dissolving yelow cake into a solution Uranium nitrate in the DI-301 dissolver tank at a process temperature parameter of 60°C to 95°C. Thus it is necessary to calibrate, repair, or replace the positioner control valve FY-301. Kata kunci:  control valve, linierity, dissolver tank
PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN BAHAN PADUAN ALUMINIUM Agus Jamaludin; Djoko Kisworo; Darma Adiantoro
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (275.089 KB)

Abstract

ABSTRAK PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN BAHAN PADUAN ALUMINIUM. Telah dilakukan penentuan kestabilan sparking spektrometer emisi dengan menggunakan bahan paduan aluminium. Tujuannya adalah untuk mengetahui unjuk kerja alat spektrometer emisi dalam analisis unsur logam pada  bahan berbasis aluminium. Bahan yang digunakan adalah bahan standar sekunder aluminum dengan berbagai konsentrasi dan bahan standar Certificate Reference Material (CRM) ALCAN. Preparasi permukaan  bahan yang dikenakan sparking dilakukan melalui  proses pembubutan sampai rata dan halus, kemudian dibersihkan menggunakan air bebas mineral  dan aseton. Sparking dilakukan dengan menggunakan sumber eksitasi sesuai  program yang telah tersedia dalam program pengoperasian  alat.  Hasil kegiatan menunjukkan bahwa kestabilan sparking tercapai pada sparking yang ke 8 dengan cacat permukaan bahan sesuai dengan persyaratan analisis dan nilai Alcorr sekitar 6. Pada kondisi ini dilakukan  pengukuran unsur Mn dan diperoleh unjuk keja alat yaitu  presisi dan bias pengukuran masing- masing dengan nilai 0,79% dan 1,129%. Kata kunci: sparking, spektrometer emisi, aluminium
DAMPAK LINGKUNGAN PUSAT LISTRIK TENAGA FOSIL DAN PROSPEK PLTN SEBAGAI SUMBER ENERGI LISTRIK NASIONAL Nur Tri Harjanto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 1, No 01 (2008): April 2008
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (644.954 KB)

Abstract

ABSTRAKDAMPAK LINGKUNGAN PUSAT LISTRIK TENAGA FOSIL DAN PROSPEK PLTN SEBAGAI SUMBER ENERGI LISTRIK NASIONAL. Telah dilakukan pengkajian mengenai dampak lingkungan akibat pemanfaatan pembangkit listrik tenaga fosil dan prospek PLTN sebagai sumber energi listrik nasional. Metodologi yang digunakan adalah dengan melakukan analisis perbandingan dari dua objek bahasan yang didasarkan pada studi kepustakaan. Hasil pengkajian menunjukkan bahwa penggunaan energi fosil memiliki dampak yang serius terhadap lingkungan seperti : menipisnya cadangan sumber daya, pemanasan global, hujan asam, dan dampak-dampak turunan yang lain seperti gelombang pasang, perubahan iklim, kerusakan ekosistem, sampai melonjaknya harga minyak dan lain-lain akan menjadi permasalahan serius dimasa mendatang. PLTN menjadi salah satu solusi dan mempunyai prospek sebagai sumber energi listrik nasional dimasa mendatang karena lebih ramah terhadap lingkungan. Dari sisi keselamatan adanya sistem pertahanan berlapis akan mencegah terjadinya kecelakaan yang fatal. Selain itu dari hasil kajian menjukkan bahwa pada kondisi normal bahaya radiasi PLTN tidak lebih tinggi dari pada pembangkit listri tenaga batubara yang merupakan energi fosil.Kata kunci : Energi, Dampak Lingkungan, PLTN 
EVALUASI PELAKSANAAN PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI INSTALASI RADIOMETALURGI KE KH-IPSB3 TAHUN 2010 Antonio Gogo
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 7 (2011): April 2011
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1100.708 KB)

Abstract

EVALUASI PELAKSANAAN PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI INSTALASI RADIOMETALURGI KE KH-IPSB3 TAHUN 2010. Bundel Spent Nuclear Fuel (SNF) RI-SIE2 dan RI-EO1 merupakan sisa spesimen uji pasca iradiasi di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Kegiatan pemindahan ke-dua bundel merupakan bagian dari pengelolaan IRM. Evaluasi pelaksanaan pemindahan spent fuel ini dilakukan dengan mempelajari  Instruksi Kerja Pemindahan Bundel MTR-Fuel Sisa Uji Pasca Iradiasi Dari IRM ke Kanal Hubung Instalasi Penyimpan Sementara Bahan Bakar bekas (KH-IPSB3), No. PR 14 E 05 028 dan mencermati proses pelaksanaannya. Proses pelaksanaannya meliputi persiapan yang dilakukan seperti pemeriksaan dan kesiapan alat-alat yang akan digunakan, dokumen-dokumen SPPBN, serta pembersihan permukaan luar dari ke-dua bundel SNF. Setelah bundel SNF berada di hotcell penerima, kemudian dipindahkan/diturunkan ke kanal hubung KH-IPSB3 dengan menggunakan basket dan incell crane. Proses pemindahan/penurunan ke KH-IPSB3 dapat dilakukan sampai penurunan hook incell crane maksimum tanpa memperhatikan tanda kuning pada sling-nya. Hasil evaluasi yaitu; Handy Talky (HT) dapat digunakan sebagai alat komunikasi, pintu darurat dapat dibuka untuk memudahkan komunikasi/koordinasi, power manipulator dapat digunakan untuk pemindahan SNF dari hotcell uji no.1 ke hotcell penerima dengan menggunakan alat bantu sederhana, pemindahan/penurunan ke KH-IPSB3 dapat dilakukan sampai penurunan hook dari incell crane maksimum tanpa harus memperhatikan tanda kuning pada sling-nya. Hasil evaluasi  tersebut dapat digunakan sebagai bahan revisi  Instruksi Kerja Pemindahan Bundel MTR-Fuel Sisa Uji Pasca Iradiasi Dari IRM ke KH-IPSB3 No. PR 14 E 05 028.   Kata kunci : IRM, KH-IPSB3, pemindahan, bundel RI-E01 dan RI-SIE2

Page 13 of 17 | Total Record : 169

 11   12   13   14   15 

Filter by Year

2008 2020


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue