cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
Nur Hasanah
Contact Email
nur.hasanah@batan.go.id
Phone
+6221-5204243
Journal Mail Official
jpen@batan.go.id
Editorial Address
Kawasan Kantor Pusat Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta 12710 Kotak Pos 4390 Jakarta 12043
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 14109816     EISSN : 25029479     DOI : https://doi.org/10.17146/jpen
Core Subject : Science, Social, Engineering,
Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Social Sciences
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir publishes scientific papers on the results of studies and research on nuclear energy development with the scope of energy and electricity planning, nuclear energy technology, energy economics, management of nuclear power plants, national industries that support nuclear power plants, aspects of the nuclear power plant site and environment, and topics others that support the development of nuclear energy.
Arjuna Subject : Energi (semua kategori) - Teknik dan Energi Nuklir
Articles 7 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018" : 7 Documents clear
Strategi Pemeliharaan Komponen pada Sistem Pendingin RSG-GAS Berdasarkan Estimasi Interval Waktu Perawatan Entin Hartini
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.4952

Abstract

STRATEGI PEMELIHARAAN KOMPONEN PADA SISTEM PENDINGIN RSG-GAS BERDASARKAN ESTIMASI INTERVAL WAKTU PERAWATAN. Proses penuaan akan menyebabkan penurunan keandalan dan kinerja reaktor, oleh karena itu diperlukan pemeliharaan sistem/komponen reaktor yang optimal. Pemeliharaan korektif terhadap sistem/komponen berdampak pada frekuensi kerusakan dan biaya perawatan yang tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan proses pendekatan manajemen keandalan dengan melakukan perencanaan interval pemeliharaan. Skenario pemeliharaan dapat dilakukan berdasarkan penggantian komponen sesuai dengan mean time to failure (MTTF) dan ketika keandalan komponen memenuhi presentase yang ditargetkan. Metodologi yang digunakan adalah uji distribusi data dan estimasi parameter untuk menetukan interval waktu perawatan dan keandalan komponen. Data yang dievaluasi adalah data perawatan komponen dari sistem pendingin RSG-GAS teras 81 sampai 94 tahun 2013-2017. Hasil pengolahan data menunjukkan bahwa untuk meminimalkan jumlah downtime berdasarkan interval waktu perawatan dan nilai keandalan komponen, maka strategi perawatan yang dapat dilakukan adalah untuk komponen Pompa Primer (JE-01 (AP01-02)) interval perawatan 245,27 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 35,2%. Untuk komponen Instrumentasi Pengukuran Aktivitas γ (PA01-02/CR001) interval perawatan 203,57 hari dengan peluang keandalan komponen (R(t)) = 51,1%. Sedangkan jika diinginkan keandalan komponen sebesar 60% maka dapat dilakukan interval waktu perawatan 144,23 hari untuk komponen JE-01 (AP01-02) dan 160,35 hari untuk komponen PA01-02/CR001.Kata kunci: keandalan, perawatan, sistem pendingin, RSG-GAS
Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental Pungky Ayu Artiani; Ratiko Ratiko; Yuli Purwanto; Kuat Heriyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5025

Abstract

PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) dengan daya termal 10 MW. RDE merupakan merupakan reaktor suhu tinggi dengan bahan bakar berupa pebble yang teknologinya mirip dengan reaktor HTR-10. Dalam operasional RDE hal yang perlu diperhatikan adalah pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB). Oleh karena itu, teknologi pengelolaan BBNB HTR-10 dapat digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan BBNB reaktor RDE. Pengelolaan BBNB reaktor HTR-10 disimpan dalam tangki penyimpanan dengan sistem kering. Telah dilakukan perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan BBNB di gedung reaktor dan interim storage menggunakan Monte Carlo N-Particle 5 (MCNP-5). Hasil perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan dengan berbagai ketebalan timbal (Pb) berkisar 11,7 – 2,560 x 106 µSv/jam dan 813,06 – 7,146 x 106 µSv/jam masing-masing pada gedung reaktor dan interim storage. Hal ini menunjukkan bahwa ketebalan Pb pada tangki penyimpanan tidak memberikan pengaruh yang signifikan dalam penurunan laju dosis baik pada gedung reaktor maupun interim storage. Penurunan laju dosis akan lebih efektif dengan penambahan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB. Hasil perhitungan laju dosis berkisar 2,560 x 106 – 20,32 µSv/jam dan 7,146 x 106 – 105,58 µSv/jam untuk berbagai ketebalan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB masing-masing di gedung reaktor maupun interim storage.  Meskipun nilai laju dosis tidak memenuhi syarat Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja radiasi dan masyarakat, namun untuk keselamatan pekerja radiasi penanganan BBNB ini dapat diakomodir dengan konsep As Low As Resonably Achievable (ALARA), memperpanjang waktu peluruhan BBNB dan menfungsikan dinding interim storage sebagai shielding.Kata kunci : Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), laju dosis, perisai radiasi.
OVERNIGHT COST ESTIMATION OFINDONESIA’S COGENERATION POWER PLANT FOR INDUSTRIAL PROCESSES Rizki Firmansyah Setya Budi; Arum Puni Rijanti; Sahala M. Lumbanraja; Elok S. Amitayani; Moch. Djoko Birmano; Edwaren Liun
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5045

Abstract

Indonesia’s cogeneration power plant for industrial processes (PeLUIt) is needed to be implemented in Indonesia. Economic analysis is an important factor for PeLUIt implementation. One of the data that needs in the analysis is overnight cost. This research estimates HTGR’s overnight cost by using scaling law.By using the estimated value, it can be calculated the PeLUIt overnight cost. The research’s purpose is to obtain an estimation of overnight costs of PeLUIt. The estimation result shows the overnight cost of PeLUIt. PeLUIt 10 MWth has an overnight cost 166,26 million USD. PeLUIt 30 MWth has an overnight cost 233,49 million USD. PeLUIt 50 MWth has an overnight cost 281,31 million USD. PeLUIt 100 MWth has an overnight cost 371,86 million USD. PeLUIt 350 MWth has an overnight cost 657,16 million USD.Keywords: PeLUIt; Estimation; High temperature gas-cooled reactor; Overnight cost; Scaling law
Estimasi Pengaruh Desalinasi Terhadap Temperatur Umpan Pembangkit Uap RDE Erlan Dewita; Sukmanto Dibyo
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5029

Abstract

ESTIMASI PENGARUH DESALINASI TERHADAP TEMPERATUR Umpan PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor temperatur tinggi tipe HTGR telah dikembangkan dengan berbagai kapasitas daya dan dapat menghasilkan aplikasi listrik dan panas. Salah satu aplikasi panas adalah digunakan untuk desalinasi. Penelitian ini bertujuan untuk mengestimasi pengaruh desalinasi terhadap parameter operasi temperatur air umpan masuk ke dalam pembangkit uap RDE dengan menggunakan program ChemCAD. Parameter yang terkait dengan aplikasi panas tersebut adalah temperatur proses pada untai sistem pendingin sekunder. Oleh karena itu pengaruh terhadap temperatur umpan pembangkit uap perlu estimasi. Uap dari turbin ditentukan sebagai kondisi operasi dalam rentang variasi laju alir massa dan daya untuk desalinasi. Hal ini penting karena air umpan dari tangki dipengaruhi oleh aliran dari kondensor dan dari unit desalinasi. Sistem desalinasi menggunakan penukar panas untuk menguapkan air laut. Hasil estimasi menunjukkan untuk mencapai kondisi temperatur umpan pembangkit uap pada kisaran 140oC – 150oC maka dapat ditentukan dengan penggunaan laju alir massa uap 0,5 kg/s – 0,6 kg/s untuk kebutuhan desalinasi, adapun dayanya pada kisaran 0,3 MJ/s – 0,5 MJ/s. Diharapkan estimasi ini bermanfaat untuk kajian terhadap aplikasi panas untuk sistem desalinasi pada RDE. Selanjutnya kajian secara komprehensif kedepan sangat diperlukan.Kata kunci: desalinasi, temperatur umpan, laju alir massa, pembangkit uap
Penerimaan Masyarakat Sekitar Puspiptek Serpong Terhadap Rencana Pembangunan Reaktor Daya Eksperimental Mudjiono - Mudjiono; Siti - Alimah; Heni - Susiati; Dimas - Irawan; Moh. Bustomi
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5044

Abstract

PENERIMAAN MASYARAKAT SEKITAR PUSPIPTEK SERPONG TERHADAP RENCANA PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL. Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) selain didasarkan pertimbangan aspek tekonologi dan keselamatan, juga didasarkan aspek sosial, ekonomi, budaya maupun lingkungan. Berdasar aspek sosial, rencana pembangunan tersebut dapat dimaknai berbeda-beda di dalam masyarakat berdasar tingkat pengetahuan dan persepsi masing-masing. Tujuan studi untuk mengetahui tingkat peneriman masyarakat sekitar kawasan terhadap pembangunan RDE. Metodologi yang digunakan dengan studi literatur selanjutnya dilakukan pengambilan sampel melalui survei dengan responden yang proporsional. Dari hasil analisis kuesioner menunjukkan bahwa 64% responden menyatakan mengetahui BATAN telah mengoperasikan reaktor nuklir, sementara tidak tahu 19% dan yang tidak menjawab sebesar 17%. Sebagian besar responden menyatakan bahwa sumber informasi pengetahuan tentang BATAN diperoleh dari keikutsertaannya di acara diskusi sebesar 18,7%, selanjutnya 17,7% melalui TV dan penyuluhan sebesar 16,3%. Terdapat 75% dari Responden yang menyatakan setuju terhadap rencana pembangunan RDE untuk memenuhi kebutuhan listrik, sedangkan yang tidak setuju sebesar 7% dan tidak menjawab sebesar 18%. Responden beranggapan bahwa dengan adanya RDE akan menyebabkan harga listrik akan menjadi murah (20,3%), dapat menciptakan lapangan kerja (19,2%) dan RDE dipahami tidak mengeluarkan polusi (17,5%). Sedang ketidaksetujuan dikarenakan ada kekhawatiran terjadi kecelakaan atau kebocoran, pencemaran radioaktif dan beranggapan bahwa pembangkit tenaga listrik  lain masih mencukupi.Kata kunci: Penerimaan masyarakat, survei, RDE
Unjuk Kerja Pengangkutan Penumatik Sistem Small Adsober Sphere Shutdown System untuk Sistem Pemadaman Kedua RDE Denissa Beauty Syahna; Dedy - Priambodo; Guntur Eko Putro
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5030

Abstract

UNJUK KERJA PENGANGKUTAN PENUMATIK SISTEM SMALL ADSOBER SPHERE SHUTDOWN SYSTEM UNTUK SISTEM PEMADAMAN KEDUA RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor berbendingin gas temperatur tinggi yang merupakan program unggulan BATAN untuk mempromosikan penggunaan energi nuklir, meningkatkan penerimaan masyarakat terhadap energi nuklir, membuktian kehandalan system keselamatan dari teknologi reaktor maju, menguasaan teknologi reaktor generasi IV dan mendorong kemampuan industri nuklir nasional. RDE menggunakan Small Adsorber Sphere Shutdown system (SAS) sebagai system kedua pemadaman reaktor. SAS terdiri atas elemen SAS (B4C) 5mm sebanyak 270.000 buah,  sistem pengangkutan penumatik dan bejana penyimpanan elemen SAS. Studi ini bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja sistem pengangkutan penumatik elemen SAS dengan parameter yang ditinjau adalah target waktu pengangkutan sebesar 100, 120, 140, 160, 180 dan 200 detik serta diameter pipa pengangkutan sebesar 40mm, 50mm, dan 60mm. Dari studi diketahui bahwa penurunan tekanan terbesar terjadi pada diameter pipa 40mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 100 detik yaitu sebesar 2.3psi; sedangkan penurunan tekanan terendah diperoleh pada diameter 60mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 200 detik yaitu sebesar 0.7 psi.Kata kunci: Unjuk kerja, pneumatik, SAS, RDE, Diameter, waktu-pengangkutan
Spesifikasi, Kode dan Standar Baja Nasional dan Potensinya untuk Mendukung Program PLTN Tipe LWR di Indonesia Dharu Dewi; Sriyana Sriyana
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.4516

Abstract

SPESIFIKASI, KODE DAN STANDAR BAJA NASIONAL DAN POTENSINYA UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN TIPE LWR DI INDONESIA. Spesifikasi, kode dan standar baja nasional sangat penting diidentifkasi agar dapat dicocokkan atau dibandingkan  dengan spesifikasi, kode dan standar internasional untuk komponen PLTN sehingga industri baja diharapkan dapat berpartisipasi dalam pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Spesifikasi kode dan standar  baja mengacu pada ASTM, ASME, AISC dan lain - lain. Tujuan studi ini adalah mengidentifikasi  spesifikasi, kode dan standar baja yang dimiliki industri nasional dan kemudian dicocokkan dengan spesifikasi, kode dan standar baja sesuai standar internasional untuk PLTN. Metodologi penelitian adalah kajian literatur, pengiriman kuesioner, survei dan kunjungan teknis ke industri baja. Disimpulkan bahwa baja struktur pada dasarnya memenuhi persyaratan untuk konstruksi PLTN.Kata kunci: spesifikasi, kode, standar, baja, industriSPECIFICATION, CODE AND STANDARD OF NATIONAL STEEL AND THE POTENCY TO SUPPORT THE NUCLEAR POWER PROGRAMME OF LWR TYPE IN INDONESIA. Specification, codes and standards are important to identify in order to be matched or compared to international specifications, codes and standards for NPP components so that the steel industry is expected to participate in the construction of Nuclear Power Plants (NPPs). The specifications, code and standards of steel refer to ASTM, ASME, AISC and others. The purpose of this study is to identify specifications, codes and steel standards owned by national industries and then compared it to international standards for nuclear power plants. The research methodology is literature review, questionnaire submission, surveys and technical visits to the steel industry. It was concluded that the structural steel basically meets the requirements for NPP construction.Keywords: specification, code, standard, steel, industry

Page 1 of 1 | Total Record : 7

 1 

Filter by Year

2018 2018


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 23, No 2 (2021): Desember 2021 Vol 23, No 1 (2021): Juni 2021 Vol 22, No 2 (2020): Desember 2020 Vol 22, No 1 (2020): Juni 2020 Vol 21, No 2 (2019): Desember 2019 Vol 21, No 1 (2019): Juni 2019 Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018 Vol 20, No 1 (2018): Juni 2018 Vol 19, No 2 (2017): Desember 2017 Vol 19, No 1 (2017): Juni 2017 Vol 18, No 2 (2016): Desember 2016 Vol 18, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 17, No 2 (2015): Desember 2015 Vol 17, No 1 (2015): Juni 2015 Vol 16, No 2 (2014): Desember 2014 Vol 16, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 15, No 2 (2013): Desember 2013 Vol 15, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012 Vol 14, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 13, No 2 (2011): Desember 2011 Vol 13, No 1 (2011): Juni 2011 Vol 12, No 2 (2010): Desember 2010 Vol 12, No 1 (2010): Juni 2010 Vol 11, No 2 (2009): Desember 2009 Vol 11, No 1 (2009): Juni 2009 Vol 10, No 2 (2008): Desember 2008 Vol 10, No 1 (2008): Juni 2008 Vol 9, No 2 (2007): Desember 2007 Vol 9, No 1 (2007): Juni 2007 Vol 8, No 2 (2006): Desember 2006 Vol 8, No 1 (2006): Juni 2006 Vol 7, No 2 (2005): Desember 2005 Vol 7, No 1 (2005): Juni 2005 Vol 6, No 2 (2004): Desember 2004 Vol 6, No 1 (2004): Juni 2004 Vol 5, No 2 (2003): Desember 2003 Vol 5, No 1 (2003): Juni 2003 Vol 4, No 2 (2002): Desember 2002 Vol 4, No 1 (2002): Juni 2002 Vol 3, No 2 (2001): Desember 2001 Vol 2, No 4 (2000): Desember 2000 Vol 2, No 3 (2000): September 2000 Vol 2, No 2 (2000): Juni 2000 Vol 2, No 1 (2000): Maret 2000 Vol 1, No 4 (1999): Desember 1999 Vol 1, No 3 (1999): September 1999 Vol 1, No 1 (1999): Maret 1999 More Issue