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
 13   14   15   16   17 
PENENTUAN IMPURITAS ZIRKALOI-2 DENGAN PELARUTAN CAMPURAN HF-HNO3 DAN CAMPURAN H2SO4-HF-H2O2 MENGGUNAKAN ALAT SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM Mu’nisatun Sholikhah Sholikhah; Rahmiati Rahmiati; Deni Mustika Mustika
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK. PENENTUAN IMPURITAS ZIRKALOI-2 DENGAN PELARUTAN CAMPURAN ASAM FLUORIDA-ASAM NITRAT DAN CAMPURAN ASAM SULFAT-ASAM FLUORIDA- HIDROGEN PEROKSIDA MENGGUNAKAN ALAT SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM, telah dilakukan. Zirkaloi-2 adalah bahan komponen reaktor nuklir yang nilai unsur impuritasnya dijaga ketat dibawah batas yang dipersyaratkan, dan dapat diuji dengan Spektrometer Serapan Atom (SSA). Uji linieritas dan akurasi perlu dilakukan untuk mengetahui pengaruh matriks dan pelarut terhadap pengujian impuritas zirkaloi-2. Uji linieritas dan akurasi dilakukan pada analisis unsur Cd, Co, Ni, Mg dan Mn dengan membandingkan preparasi zirkaloi-2 campuran asam HF- HNO3 dan H2SO4-HF-H2O2  dengan metode adisi. Dari hasil uji komparasi linieritas dan akurasi disimpulkan bahwa analisis SSA untuk pengotor zirkaloi-2 unsur Cd, Co, Ni dan Mg yang dipreparasi dengan campuran HF:HNO3 memenuhi persyaratan validasi pengujian. Sedangkan analisis SSA untuk pengotor zirkaloi-2 unsur Mo  pada zirkaloi-2 yang dipreparasi dengan campuran HF:HNO3, untuk konsentrasi di atas 50 mg/L belum memenuhi persyaratan. Analisis SSA untuk pengotor zirkaloi-2 unsur Ni yang dipreparasi dengan campuran H2SO4:HF:H2O2 memenuhi persyaratan validasi pengujian. Analisis SSA untuk pengotor zirkaloi-2 unsur Mg yang dipreparasi dengan campuran H2SO4:HF:H2O2, untuk konsentrasi di atas 50 mg/L belum memenuhi persyaratan. Sedangkan analisis SSA untuk pengotor zirkaloi-2 unsur Cd, Co dan Mo pada zirkaloi-2 yang dipreparasi dengan H2SO4:HF:H2O2 belum memenuhi persyaratan. Kata kunci : Zirkaloi-2, linieritas, akurasi, impuritas, spektrofotometer serapan atom (SSA)  ABSTRACT. DETERMINATION OF ZIRCALLOY-2 IMPURITY BY DISSOLUTION USING NITRIC ACID-FLUORIDIC ACID MIXTURE AND SULPHURIC ACID-FLUORIDIC ACID- HYDROGEN PEROXIDE MIXTURE BY ATOMIC ABSORBTION SPECTROPHOTOMETER. Zircalloy-2 is a nuclear reactor component material whose elemental impurity values are strictly maintained below the required limits, and can be tested with an Atomic Absorption Spectrophotometer (AAS). Linearity and accuracy tests need to be done to determine the effect of matrices and solvents on the zircalloy-2 impurity test. Linearity and accuracy tests were
Cover PIN Cover cover
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Cover Majalah PIN
ANALISIS KESELAMATAN SISTEM KENDALI TUNGKU MUFFLE FURNACE ME-11 PADA PROSES REDUKSI GAGALAN PELET UO2 Triarjo Triarjo; Sugeng Rianto Rianto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK - Proses reduksi di tungku Muffle Furnace ME-11 adalah proses pengolahan gagalan pelet UO2  menjadi serbuk UO2 yang menggunakan gas hidrogen sebagai pereduksi pada suhu± 800oC.   Sistem Kendali logik pada tungku ini sangat diperlukan dengan titik berat faktorkeselamatan  (safety)  selama  proses  reduksi  berlangsung,  mengingat  potensi  bahaya  gas hidrogen bersifat dapat mudah meledak pada kondisi tertentu. Sistem Kendali logik yang adapada sistem tungku Muffle furnace ME-11 terdiri dari sistem vacum, sistem pengaliran gas N2dan H2, sistem pembakar gas H2, sistem UPS (Uniterruptible Power Supply) dan alarm. Analisis keselamatan sistem kendali tungku Muffle Furnace ME-11 dilakukan untuk mengurangi kegagalan proses reduksi yang dilakukan dengan simulasi beberapa kondisi kegagalan, antara lain Supplai listrik utama (PLN) padam, api pembakar gas H2 menggunakan LPG padam, dan tekanan gas dalam tungku dibuat lebih tinggi atau rendah. Hasil analisis yang telah dilakukan pada sistem kendali logik terhadap kegagalan proses reduksi adalah sebagai berikut : apabila Supplai listrik utama padam maka alarm lampu indikator Power akan hidup, selanjutnya valve input H2  menutup, valve H2  output tetap membuka dan api pembakar gas H2  tetap menyala dengan supplai listrik oleh UPS. Apabila api pembakar gas LPG padam maka alarm dan lampu indikator Pilot Flame akan hidup, sistem pemantik menyala dan operator segera mengatur aliran gas LPG. Apabila tekanan di dalam tungku terlalu tinggi atau rendah saat beroperasi maka alarm dan lampu indikator tekanan akan hidup, pressure switch akan memerintahkan valve gas H2 menutup, selanjutnya operator mengatur tekanan melalui flowmeter gas H2. Hasil analisis sistem keselamatan kendali logik ini menunjukkan sistem kendali logik dapat berfungsi dengan baik, sehingga dapat menjamin keselamatan operasi proses reduksi dan kegagalan proses dapat dieliminasi saat operasi berlangsung.Kata kunci – Proses reduksi, Muffle Furnace, kendali logik ABSTRACT- The reduction process in the ME-11 Muffle Furnace furnace is the process of processing a UO2 pellet failure into UO2 powder using hydrogen gas as a reducing agent at ±800oC.  Logic  control  system  in  this  furnace  is  very  much  needed  with  the  safety  factoremphasizing during the reduction process, considering the potential danger of hydrogen gas can be explosive under certain conditions. The logical control system in the ME-11 Muffle furnace system consists of a vacuum system, an N2 and H2 gas flow system, an H2 gas burner system, a UPS and alarm system. Safety analysis of the Muffle Furnace ME-11 furnace control system was carried out to reduce the failure of the reduction process which was carried out by simulating several failure conditions, including the main electricity supply (PLN) outages, H2 gas burners using extinguished LPG, and the gas pressure in the furnace was made higher or low. The results of the analysis that have been carried out on the logical control system for the failure of the reduction process are as follows: if the main power supply goes out then the alarm indicator lights Power will turn on, then the H2 input valve closes, the H2 output valve remains open and the H2 gas burner flame stays on with the supply electricity by UPS. If the LPG gas burner extinguishes, the Pilot Flame alarm and indicator lights will on, the lighter system is on and the operator immediately regulates the LPG gas flow. If the pressure inside the furnace is too high or low when operating then the alarm and the pressure indicator lights on, the pressure switch will order the H2 gas valve to close, then the operator regulates the pressure through the H2 gas flowmeter. The results of the logic control system safety analysis shows that the logical control system can function properly, so as to ensure the safety of the reduction process operations and process failures can be eliminated during operations.Keywords - Reduction process, Muffle Furnace, logical control
PENDAYAGUNAAN UNIT PELARUTAN YELLOW CAKE PILOT CONVERSION PLANT (PCP) SEBAGAI EVAPORATOR CAIRAN LIMBAH URANIUM Ade Saputra Ade Saputra; Yatno Dwi Agus Susanto; Hanif Ghufron Hanif Ghufron; Anita Sari Sari
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK - Limbah cair atau efluen hasil samping proses pemurnian di PCP masih memiliki kadar uranium sebesar ± 20 gU/liter. Kadar tersebut terlalu tinggi untuk dijadikan limbah dan dikirim ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), namun tidak ekonomis jika langsung diproses di PCP sebagai umpan proses pemurnian. Oleh karena itu perlu dilakukan proses evaporasi sehingga uraniumnya dapat dipunggut kembali sebagai ekstrak dan kondensatnya dapat di kirim ke PTLR sebagai limbah. Pembuatan unit evaporator baru untuk mengolah limbah akan membutuhkan biaya tinggi sehingga pendayagunaan unit pelarutan yellow cake sebagai evaporator perlu dilakukan. Proses pendayagunaan unit pelarutan yellow cake meliputi proses utilisasi sistem pemipaan tangki pelarutan dan percobaan evaporasi limbah efluen secara batch menggunakan unit pelarutan yellow cake untuk mengetahui unjuk kinerja proses evaporasi. Unit pelarutan yellow cake dapat didayagunakan sebagai sistem evaporator dengan memodifikasi sistem pemipaan untuk mengurangi volume limbah cair uranium di PCP dengan kapasitas ± 80 liter/jam dengan kadar uranium di kondensat sebesar ±10 ppm dan mendekati baku tingkat radioaktivitas yang ditetapkan BAPETEN. Kata Kunci - Evaporasi, Pendayagunaan, Pelarutan, Limbah, Uranium   ABSTRACT - Liquid waste or effluent by product of the purification process at PCP, still has uranium content about ± 20 gU/liter. The level was too high as waste and sent to The Radioactive Waste Technology Center (PTLR), but it is not economical if it is processed at PCP as a feed for the purification process. Therefore it is necessary to do the evaporation process so that the uranium can be extracted as an extractant and the condensate can be sent to the PTLR as waste. The build up of a new evaporator unit to process waste will be high cost, so that utilization of yellow cake dissolution unit as an evaporator is carried out. The utilization of the yellow cake dissolution unit includes the utilization of the piping system and evaporation experiment to determine the performance of the evaporation process. Yellow cake dissolution unit can be utilized as an evaporator system by modifying the piping system to reduce the volume of uranium liquid waste in PCP. The capacity is about ± 80 liters / hour for uranium concentration in the condensate about ± 10 ppm and approaching the radioactivity level has determined by BAPETEN. Keywords - Evaporation, Utilization, Dissolution, Waste, Uranium
PENGARUH SUHU HYDRIDING TERHADAP LAJU KOROSI MATERIAL STRUKTUR REAKTOR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRCONIUM DAN BAJA TAHAN KARAT Fajar Al Afghani Afghani; Yanlinastuti Yanlinastuti; Anditania Sari Dwi Putri Dwi Putri; Yatno Dwi Agus Susanto Susanto; Rohmad Sigit Prasetyo
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK . Pengaruh Suhu Hydriding Terhadap Laju Korosi Material Struktur Reaktor Nuklir Berbasis Paduan Zirconium dan Baja Tahan Karat. Material struktur reaktor nuklir akan berada dalam lingkungan yang dipengaruhi oleh paparan radiasi dan temperatur tinggi sehingga harus dipastikan integritas mekaniknya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh hydriding terhadap laju korosi material kelongsong bahan bakar dan material struktur lainnya berbasis paduan zirconium dan baja tahan karat dalam larutan air demin. Uji korosi elektrokimia dilakukan pada suhu kamar untuk menghilangkan pengaruh suhu tinggi dan tekanan pada proses elektrokimia. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan laju korosi material zircaloy-2 yang telah di hidriding pada suhu 150 °C dan 500 °C. Hasil pengamatan didapatkan bahwa zircaloy-2 lebih mudah bereaksi korosi dibandingkan dengan SS 304 dan 316. Suhu hydriding 500 °C dapat menurunkan energi potensial korosi pada material SS 304 dan SS 316, hal yang sama juga terjadi pada zircaloy-2. Dapat disimpulkan bahwa Perlakuan hydriding berpengaruh terhadap karakteristik korosi material cladding zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 dalam air demin yaitu laju korosi yang terjadi pada zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 akan semakin meningkat seiring dengan kenaikan suhu hydriding. Kata kunci: hydriding, laju korosi, zircaloy, baja tahan karat ABSTRACT ─ The Effect of Hydriding Temperature on the Corrosion Rate of Nuclear Reactor Structure Material Based on Zirconium Alloy and Stainless Steel. The material structure of a nuclear reactor will depend on the environment raised by radiation and high temperatures must be ensured its mechanical integrity. The purpose of this study was to study the effect of hydriding on the corrosion rate of fuel cladding and other structural materials based on zirconium alloys and stainless steels in demineral water solutions. Electrochemical corrosion tests are carried out at room temperature to eliminate high temperatures and stresses in the electrochemical process. In this research, the corrosion rate of zircaloy-2 which was hydriding at 150 ° C and 500 ° C was tested. The results showed that zircaloy-2 was easier to see corrosion compared to SS 304 and316. Hydriding temperature of 500 ° C can reduce energy corrosion potential in materials SS 304 and SS 316, the same thing also happened with zircaloy-2. It is undeniable that hydriding treatment plays a role in the corrosion characteristics of zircaloy-2, SS 304 and SS 316 cladding in demineral water, i.e the corrosion rate that occurs in zircaloy-2, SS 304 and SS 316 will increase with increasing hydriding temperature. Keywords: hydriding, corrosion rate, zircaloy, stainless steel
FABRIKASI KERNEL DAN PELAPISAN BUFFER (BUFFER LAYER) PADA KERNEL CeO2-STABILIZED ZrO2 SEBAGAI MATERIAL SURROGATE KERNEL UO2 Sarjono Sarjono; Sri Rinanti Susilowati Susilowati; Erilia Yusnitha Yusnitha; Sugeng Rianto Rianto; Sukarsono Sukarsono
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK. Telah dilakukan penelitian fabrikasi pelapisan buffer kernel zirkonia (ZrO2) yang distabilkan oleh ceria (CeO2) atau disebut juga ceria-stabilized zirconia (CSZ). Pada disain bahan bakar TRISO, lapisan buffer atau lapisan pengangga yang berdensitas rendah dimaksudkan  sebagai  ruang  ekspansi  untuk  menahan  dan  menampung  hasil  fisi,  serta menahan perubahan bentuk partikel. Lapisan buffer difabrikasi dengan metode deposisi uap kimia hasil pemecahan molekul gas asetilen dalam reaktor fluidisasi pada temperatur antara1100 oC – 1400oC. Porositas dan ketebalan merupakan variabel kunci dalam fabrikasi lapisan buffer, di mana porositas dikontrol melalui kombinasi parameter-parameter seperti temperatur reaktor, laju deposisi, luas permukaan reaktor, ukuran kernel, dan laju dan komposisi gas asetilen sedangkan ketebalan dikontrol oleh parameter waktu proses deposisi. Kernel dipreparasi   melalui   rute   larutan   koloid   secara   prenetralisasi   dan   penambahan   urea. Penggunaan zirconium 1,1 mol/L dalam umpan menghasilkan kernel CSZ tersinter dengan diameter rerata 0,615 mm dan sferisitas 1,103. Beberapa parameter dalam preparasi kernel gel, misalnya konsentrasi metal dalam umpan, jumlah urea dalam umpan, tingkat prenetralisasi larutan zirkonium nitrat, dan viskositas umpan, masih perlu dioptimasikan untuk mendapatkan besaran diameter yang mendekati diameter acuan yaitu 0,5 mm dengan sferisitas sama dengan atau lebih kecil dari 1,07. Pelapisan buffer pada kernel CSZ tersinter menunjukkan hasil hasil lapisan yang tidak merata dengan lapisan yang rapuh. Peralatan CVD milik PTBBN BATAN masih  memerlukan perbaikan atau  modifikasi agar  mampu beroperasi dengan parameter- parameter proses pelapisan buffer sesuai acuan. Kata kunci: Ce-stabilized Zirconia , analog, gelasi eksternal, bahan bakar, RDE ABSTRACT. Research on buffer coating of ceria-stabilized zirconia (CeO2-Stabilized ZrO2 or CSZ) kernels has been carried out. This buffer layer in TRISO fuel design has a low density and is intended to serve as an accomodation volume   for retaining and containment of fission products as well as preserving the particle shape from changing. The buffer layer is fabricated by chemical vapor deposition of acetylene   pyrolysis products in a fluidization reactor at a temperature range of 1100 oC – 1400oC. The porosity and thickness of the resulting layer are the key parameters during buffer layer fabrication, where the porosity is controlled by a combination of parameters such as reactor temperature, deposition rate, reactor surface area, kernel size, and acetylene flow rate and composition, while the resulting thickness is governed by deposition time. The kernels used for the deposition process were fabricated from colloidal solution prepared by preneutralization and addition of urea. The use of 1.1 mol/l zirconium precursors in the feed solution resulted in sintered CSZ kernels with an average diameter of0.615 mm and an average sphericity value of 1.103. Several parameters involved in the gel microspheres preparation, such as the concentration of metal, the ammount of urea added, the degree of preneutralization of the nitrate precursors solution, and the viscosity of the feed solution still need to be optimized in order to obtain sintered kernels fulfilling the reference specifications, i.e.,   0.5 mm diameter and ≤ 1.07 sphericity. Results of the buffer layer process indicates inhomogenous deposition layer with lacking strength, which may be influenced by the CVD reactor performance. It is recommended that the CVD equipment owned by PTBBN
PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr Akhmad Saogi Latif
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 8 (2011): Oktober 2011
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr. Telah dilakukan kegiatan pemantauan radioaktivitas alpha pada bak penampung air pendingin ACCUTOM pasca pemotongan logam U-Zr di laboratorium kendali kualitas IEBE. Tujuan dari kegiatan pemantauan ini untuk mengetahui sejauh mana tingkat kontaminasi yang ada di permukaan alat setelah dilakukan pasca kegiatan pemotongan, dan  diharapkan dengan adanya kegiatan pemantauan ini dapat dilakukan pengendalian proteksi radiasi sehingga dapat menjamin agar kontaminasi diupayakan serendah mungkin sesuai dengan prinsip As Low As Reasonable Achievable (ALARA). Metoda pemantauan radioaktivitas alpha pada bak penampung dilakukan secara langsung pada 3 titik sebanyak tiga kali. Hasil pengukuran radioaktivitas alpha pada bak penampung bagian titik pengukuran pertama didapat rata-rata (0,29 ± 0,08) Bq/cm2, titik pengukuran kedua (0,26 ± 0,04) Bq/cm2 dan ketiga (0,33 ± 0,03) Bq/cm2, dengan rerata dan ralat secara keseluruhan didapat sebesar (0,29 ± 0,05) Bq/cm2. Berdasarkan hasil pengukuran dapat disimpulkan bahwa tingkat kontaminasi bak penampung alat potong ACCUTOM cukup rendah dan tidak melampaui batas yang diperbolehkan, sedangkan batasan tingkat kontaminasi rendah pada permukaan yang diizinkan untuk radioaktivitas α < 0,37 Bq/cm2. Selanjutnya alat potong ACCUTOM tersebut dapat digunakan kembali untuk melakukan kegiatan berikutnya. Kata kunci : Kontaminasi radioaktif, pengukuran langsung, radiasi alpha
EVALUASI PENUAAN PERALATAN SARANA DUKUNG FASILITAS INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Ahmad Paid Ahmad Paid; Eko Yuli R Eko Yuli R; Kusyanto Kusyanto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 13, No 24 (2020): April 2020
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Evaluasi penuaan peralatan sarana dukung perlu dilakukan dalammenjamin keberlangsungan operasi sarana dukung Fasilitas Instalasi Elemen Bakar Eksperimentaluntuk memberi kontribusi pada proteksi dan keselamatan instalasi karena struktur, sistem dan komponen (SSK) dapat mengalami perubahan fisik akibat penuaan sehingga mempengaruhi fungsi keselamatan dan umur layanannya, program manajemen penuaan disusun untuk merencanakan dan melaksanakan upaya-upaya yang secara sistematis dan memadai dalam mengelola efek penuaan terhadap SSK dan tujuan dilakukan evaluasi penuaan peralatan fasilitas sarana dukung IEBE untuk mengetahui kelayakan operasi. Metode yang digunakan untuk kegiatan ini meliputi identifikasi penuaan, pemeriksaan, evaluasi. Dari hasil pemeriksaan dan evaluasi dengan menggunakan batasan 70 oC yang dijadikan batasan sebagai bahan evaluasitelah dilakukan tindakan perbaikan pada Panel PVI-CFE.1B, MCCB power utama supply untuk Chiller 2B, Panel power Chiller 2B system-1, untuk pemeriksaan perlatan motor sarana dukung masih dalam kondisi normal, sedangkan untuk pemeriksaan getaran dan visual pada peralatan sistem VAC dan Sarana Dukungterdapat kategori unacceptableyang dapat mengakibatkan terjadi kerusakan pada mesin sehingga perlu dilakukan tindakan perbaikan dan penggantian alat yaitu pada supply CDT-3, CDT-4 dan exhaustCFE-2.1Kata kunci: evaluasi, penuan, struktur, sistem dan komponen (SSK), sarana dukung
ANALISA DESAIN DUCTINGSALURANOUTPUT BY-PASSPADA BLOWEREXHAUST FANEF 08/ 09 FASILITAS RADIOMETALURGI Asep Fathudin Asep Fathudin; Amanda Ulfa F. A Amanda Ulfa F. A; Darma Adiantoro Darma Adiantoro
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Dalam Sistem Ventilasi Instalasi Nuklir Non Reaktor, duct(saluran) memiliki peranan penting untuk menyalurkan udara dingin atau panas sehingga temperatur, kelembabandanudara bersih pada Instalasi Nuklir Non Reaktor tercapai sesuai asas keselamatan.Berdasarkan evaluasi di lapangan diperlukan pemasangan ductingsaluran output by-pass exhaust fanEF 08/09 untuk pengaturan volume udara pada saluran. Tujuan makalah ini adalah untuk menganalisa dan mendeskripsikan kelemahan desain ductingserta merekomendasikan desain ductingyang sesuai dengan prinsip architecture, engineering and construction(AEC) dan ASHRAE. Metode analisis dengan caraanalisa perhitunganfriksi, pengkajian yang berdasarkan referensi pada tiga desain ductingsaluran outputby-passexhaust fanEF 08/09 dan mendesain ulang berdasarkan analisa perhitungan dan hasil pengkajian. Hasil analisa desain antara lain didapatnya kerugian (faktor friksi, head loss dan kehilangan tekanan pada gesekan) pada masing masing desain. Kerugian tertinggi ada pada desain pertama sedangkan kerugian terendah terdapat pada desain ketiga. Berdasarkan hasil pengkajian dan analisa ketiga desain ductingsaluran output by-pass, didapatkannya desain modifikasi yang dapat meminimalisir kerugian (faktor friksi, head loss, kehilangan tekanan tekanan pada gesekan) dan memaksimalkan flowdan volume udara pada saluran ducting.Kata kunci: Desain,Ventilasi, Ducting, Kerugian
PENGUKURANDERAJAT KEASAMAN(pH) LIMBAH BAHAN NUKLIR MBA RI-F UNTUK PERSIAPAN PENGIRIMAN KE MBA RI-G Pertiwi Diah Winastri Pertiwi Diah Winastri; Denia Karlina Putri Denia Karlina Putri; Hendro Wahyono, Hendro Wahyono,; M. AftonMuhandis M. AftonMuhandis
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 13, No 24 (2020): April 2020
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Limbah cair bahan nuklir IRM (MBA RI-F) telah tersimpan lama dan memenuhi ruang limbah cair (KMP D). Oleh karena itu, limbah cair bahan nuklir perlu segera dikirim ke PTLR(MBA RI-G). Salah satu kegiatan yang dilakukan dalam rangka persiapan pengiriman limbah cair bahan nuklir adalah melakukan pengukuran dan perhitungan derajat keasaman (pH) limbah bahan nuklir IRM.Nilai pH penting diketahui sebagai salah satu persyaratan keberterimaan limbah yang akan dikirimkan ke PTLR. Pengukuran pH menggunakan metode SNI 06-6989.11-2004 tentang Cara Uji Derajat Keasaman (pH) dengan Menggunakan Alat pH Meter. Hasil pengukuran pH menunjukkan bahwa limbah cair bahan nuklir IRM mempunyai derajat keasaman yang tinggi(pH 0,19-1,35), sehingga tidak memenuhi persyaratan keberterimaan limbah PTLR. Diperlukan kegiatan persiapan selanjtunya berupa pengkondisian atau penetralan limbah cair bahan nuklir dengan cara menambahkan 1,600 kg NaOH. Kata Kunci: limbah bahan nuklir, pH, waste acceptance criteria

Page 16 of 17 | Total Record : 169

 13   14   15   16   17 

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