Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Subiharto Subiharto
Unknown Affiliation
Chemistry Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering

Published : 6 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 6 Documents
Search

 1 
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW Suhartono Suhartono; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1000.664 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4793

Abstract

PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset di Indonesia dengan daya maksimum yang dibangkitkan sebesar 30 MW. Reaktor dioperasikan untuk melayani pengguna yang akan memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Dalam mengoperasikan reaktor dilakukan sesuai dengan ketentuan keselamatan yang berlaku dari IAEA maupun BAPETEN. Pada kondisi kecelakaan reaktor yang mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif kelingkungan sudah dipersiapkan program kesiapsiagaan dan tanggap darurat nukir tingkat fasilitas RSG-GAS. Langkah antisipasi dari ancaman bahaya radiasi bagi personil, penduduk disekitar dan petugas penanggulangan kedaruratan nuklir RSG-GAS dilakukan dengan langkah secepat mungkin menentukan daerah safety perimeter pada saat terjadi kedaruratan. Untuk itu dilakukan penentuan daerah safety perimeter dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 pada saat terjadi lepasan zat radioaktif ke lingkungan. Menurut peraturan IAEA bahwa daerah safety perimeter adalah laju dosis di sekitar fasilitas yang mengalami kecelakaan dengan nilai terukur 100 μSv/jam. Dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 daerah safety perimeter secara cepat akan dapat diketahui sehingga petugas penanggulangan kedaruratan tidak perlu melakukan mengukur langsung. Dari hasil simulasi dengan menggunakan perangkat lunak Hotspot Versi 3.0.3 diperoleh bahwa daerah safety perimeter pada saat terjadi kecelakaan di RSG-GAS pada daya reaktor 5, 10 dan 15 MW adalah jarak radius antara 200-1000 m dari RSG-GAS.Kata kunci : Hotspot, safety perimeter, kedaruratan nuklir, reaktor
IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY Nugraha Luhur; Subiharto Subiharto; Suhadi Suhadi; Irwan Irwan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1338

Abstract

Implementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG – GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG – GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian, produksi radioisotop, iradiasi batu topaz dan kegiatan lain akan menghasilkan sumber radiasi. Sumber radiasi dari material pascairadiasi dalam berbagai bentuk berupa utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan dalam melakukan pengendalian. Metode penilaian implementasi dilakukan dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan pengendalian yang telah dilakukan. Dari data-data yang diperoleh menunjukkan bahwa pengendalian material pascairadiasi yang telah dilakukan saat ini baru pada pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup jenis/nama bahan, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan juga mengatur tentang proses pemindahan material pascairadiasi yang keluar atau masuk gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini dapat memberikan informasi status dan keberadaan sumber radiasi dari material pascairadiasi tercatat dengan baik dan lengkap dengan informasi yang diperlukan, sehingga dasar pemanfaatan sumber radiasi yaitu justifikasi, limitasi dan optimasi dapat diwujudkan dan pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.ABSTRACT IMPLEMENTATION ON CONTROLLING POST IRRADIATED MATERIAL AT THE G.A. SIWABESSY MULTI PORPOSE REACTOR) RSG-GAS. Implementation on controlling of post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron process for research, radioisotope production, irradiating topaz stones and other activities will produce radiation source. Radiation source from post irradiated material appears in many shapes such as equipment with various levels of radiation exposure which need to be controlled starting from recording of material name, amount or volume, material identification number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is strongly needed to assess the success and the lack of controlling activities. The Implementation assessment method is carried out by collecting data of post irradiated material, collecting data of working area and evaluating of controlling activities which have been done. Based on the achieved data show that controlling of radiation source from post irradiated material which has been done currently is about controlling related to radiation information. Therefore, a standard operational procedure is very needed which includes kind/material name, amount or volume, material identification number, placement spots as well as arranging removal process of radiation source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The result of this implementation assessment can inform the status and the presence of radiation source from post irradiated material with well  noted and completed with needed information, so that basic utilization of radiation source which are justification, limitation and optimization can be created as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled.
PERAN ORGANISASI DALAM MENUMBUH KEMBANGKAN BUDAYA KESELAMATAN W. Prasuad; Unggul Hartoyo; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (524.96 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.1.3883

Abstract

PERAN ORGANISASI DALAM menumbuh kembangkan BUDAYA KESELAMATAN. Telah dilakukan telaah terhadap faktor yang sangat berpengaruh  terhadap keberhasilan organisasi dalam penerapan budaya keselamatan dalam meningkatkan kinerja keselamatan. Studi ini dilakukan   dengan fokus pada faktor organisasi yang dapat mempengaruhi kegagalan organisasi dalam mengelola budaya keselamatan untuk meningkatkan kinerja keselamatan menggunakan TECDOC 1329 dan Perka BATAN No.200KA/X/2012.    Dari  faktor 7 (tujuh) faktor  dominan  terhadap peran organisasi   dalam menumbuh kembangkan budaya keselamatan diperoleh bahwa safety leadership berperan sangat kuat dalam organisasi. Untuk dapat menerapkan model ini diusulkan suatu alur peran organisasi dalam meningkatkan budaya keselamatan. Untuk lebih mudah diterapkan, maka seluruh  faktor dominan dipadankan dengan  implementasikan secara kongkret sesuai atribut dan implementasi yang dapat dilakukan, sehingga secara tangible dapat dipraktekkan sebagai acuan dalam menyusun program budaya keselamatan organisasi.  Kata Kunci : Organisasi dalam budaya keselamatan, Kinerja keselamatan ABSTRACT                  THE ROLE OF THE ORGANIZATION TO DEVELOP SAFETY CULTURE. Has conducted research on the factors that influence the success of the organization in the implementation of safety culture in improving safety performance. This study was conducted with a focus on organizational factors that can affect the organization's failure to manage safety culture to improve safety performance using TECDOC 1329 and Perka BATAN No.200KA / X / 2012. Seven  of the dominant factor of the organization's role in salvation is to cultivate a culture that is very strong safety leadership role in the organization. To be able to apply this model of organization proposed a groove role in improving safety culture. To more easily applied, all paired with a dominant factor concretely implement the appropriate attributes and implementations that can be done, so that tangible can be practiced as a reference in preparing the organization's safety culture program. Keywords:   Strategies to fostering Safety Culture, Safety management system  
EVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (453.58 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3893

Abstract

EVALUASI IMPLEMENTASI SASARAN KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA TAHUN 2016 DI PRSG.  Telah dilakukan  evaluasi implementasi sasaran keselamatan dan kesehatan kerja (K3) Tahun 2016. Berdasarkan kebijakan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional yang menyatakan bahwa Keselamatan adalah prioritas utama pada target capaian nihil kecelakaan maka PRSG bertanggungjawab atas keselamatan yang ditimbulkan selama  pengoperasian dan pemanfaatan reaktor RSG-GAS. Namun pada kenyataannya kesadaran individu dalam mengimplementasikan K3 masih belum konsisten. Peningkatan kesadaran dalam keselamatan perlu dilakukan dengan menumbuhkembangkan budaya keselamatan baik secara individu maupun organisasi secara berkesinambungan.   Salah satu cara untuk mengetahui sejauh mana implementasi budaya keselamatan pegawai yang ada di PRSG maka dibuatlah sasaran K3 dalam setiap tahunnya khususnya pada tahun 2016. Permasalahan saat ini adalah belum dilakukannya evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG.  Makalah ini disusun untuk mengevaluasi implementasi sasaran K3 Tahun 2016 yang terdiri atas 8 point tinjauan kegiatan yang dilakukan di PRSG. Evaluasi Implementasi sasaran K3 dilakukan dengan cara membandingkan dan membuat prosentase capaian, sasaran dan kondisi  seharusnya (ideal). Berdasarkan evaluasi implementasi sasaran K3 tahun 2016 di PRSG diperoleh hasil bahwa semua target sasaran K3 Tahun 2016 sebagian besar telah tercapai sesuai tujuan K3 untuk melindungi setiap karyawan, fasilitas, masyarakat dan lingkungan dari potensi bahaya.Kata Kunci: evaluasi, implementasi, kesehatan, keselamatan, kerjaABSTRACT EVALUATION OF THE IMPLEMENTATION OF OCCUPATIONAL HEALTH AND SAFETY TARGET IN 2016 AT PRSG. There has been evaluation of the implementation of Occupational Health and Safety (OHS) targets in 2016. Based on the policy of the Head of National Nuclear Energy Agency which states that Safety is the highest priority, PRSG shall be responsible for the safety generated during the operation and utilization of the RSG-GAS reactor. But in reality individual awareness in implementing OHS is still not consistent. Awareness raising in safety needs to be done by promoting the development of a safety culture both individually and organization on an ongoing basis. One way to find out how far the implementation of the safety culture of employees in the PRSG then made the goal of OHS in each year, especially in 2016. The current problem is the evaluation of the OHS implementation targets in 2016 in PRSG which has not been done yet. This paper is prepared to evaluate the implementation of the 2016 OHS target consisting of 8 activity review points undertaken in the PRSG. Evaluation Implementation of K3 objectives is done by comparing and making the percentage of achievement, goals and conditions compared to ideal condition. Based on the evaluation of the implementation of the OHS target in 2016 in PRSG, it was found that all target of K3 in 2016 has been mostly accomplished according to the purpose of OHS to protect the employee, facility, society and environment from potential hazard.Keywords: Evaluation, Implementation, and Occupational Health and Safety Target
PENENTUAN AKTIVITAS SAMARIUM-153 DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN Rohidi Rohidi; Anto Setiawanto; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.371 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3889

Abstract

PENENTUAN AKTIVITAS 153Sm DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN. Laboratorium Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS, yang digunakan untuk pengukuran dan analisis aktivitas radionuklida pada sampel limbah cair, air pendingin primer dan lainnya yang berasal dari pengoperasian RSG-GAS. Agar hasil pengukuran dari peralatan Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS akurat dan presisi maka perlu mengikuti uji banding antar Laboratorium di BATAN yang diselenggarakan oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) BATAN. Salah satu dengan penentuan aktivitas radionuklida 153Sm yang dilakukan dengan metode komparatif dengan menggunakan spektrometer gamma. Langkah kegiatan ini terdiri dari kalibrasi energi, pencacahan standar dan sampel, yang selanjutnya aktivitas sumber ditentukan dengan menggunakan aktivitas sumber standar. Hasil analisis aktivitas pada tanggal 17 Agustus 2016 jam 09:02:11 WIB didapatkan nilai sebesar 29273,71 Bq dengan nilai ketidakpastian sebesar  4,19 %. Hasil uji banding terhadap nilai aktivitas sumber acuan sebesar – 7,79 %. Nilai tersebut dikatagorikan memuaskan karena kurang dari 10 %. Dari hasil tersebut dapat dinyatakan tingkat keakuratan dan kepresisian peralatan Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS memiliki kompetensi yang baik dalam melakukan pengukuran aktivitas sumber radiasi. Kata kunci: 153Sm, uji banding, aktivitas ABSTRACT DETERMINATION OF 153Sm ACTIVITIES IN THE FRAMEWORK OF APPEAL BETWEEN TESTING LABORATORY IN THE BATAN. Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics Laboratory RSG-GAS, which is used for measurement and analysis of radionuclides activity in sample of waste water, primary cooling water from the operation of RSG-GAS. So that the measurement results of the Health Physics Laboratory equipment RSG-GAS accurate and precision it is necessary to follow the inter laboratory comparisons in BATAN organized by Center for Radiation Safety Technology and Metrology Metrology (PTKMR) BATAN. One with the determination the activity of the radionuclide 153Sm conducted by the comparative method using gamma spectrometer. Step calibration activity consists of energy, standards and sample enumeration, which further source activity is determined using standard source activity. The results of the analysis of activity on August 17, 2016 09:02:11 pm hour of 29273.71 Bq values obtained with uncertainty value of 4.19%. The result of an appeal against a reference resource activity value of - 7.79%. This value is satisfactory categorized as less than 10%. From these results it can be stated level of accuracy and precision equipment Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics RSG-GAS have a good competence in measuring the activity of the radiation source. Keywords : 153Sm, comparative tests, activity
Evaluasi Kinerja Sistem Pencacah Kerlip Cair Portabel type SSS-22P Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (486.625 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.2.4079

Abstract

EVALUASI KINERJA SISTEM PENCACAH KERLIP CAIR PORTABEL TYPE SSS-22P. Telah dilakukan evaluasi kinerja sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P.  Sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P adalah peralatan laboratorium portabel yang digunakan untuk  mengukur radiasi  Beta dari sampel yang dicampur dengan cairan pelarut. Metode Ini adalah yang paling sensitif untuk mendeteksi dan mengkuantifikasi isotop pemancar Beta, khususnya H-3 dan C-14 3). PRSG menggunakan alat ini  secara rutin untuk menganalisis air pendingin reaktor sebagai pengganti alat yang sebelumnya LS 1308 buatan Beckman yang telah rusak sejak tahun 2011. Permasalahan saat ini adalah ketika alat yang masih baru ini akan digunakan kondisinya tidak stabil dan nilai cacahnya berubah-ubah.Tujuan penulisan makalah ini untuk memastikan apakah peralatan dapat berfungsi dengan baik dengan melakukan evaluasi kinerjanya. Ruang lingkup evaluasi kinerja peralatan meliputi 2 cara yaitu: melakukan uji kesesuaian Hardware  dengan cara melakukan pengukuran tegangan tinggi antara tegangan masukan dan keluaran, serta melakukan pengujian software dengan pencacahan terhadap sumber standar H-3 untuk mengetahui respon detektor. Pada pengujian hardware diperoleh hasil yang menunjukkan adanya ketidak sesuaian antara tegangan masukan dan tegangan keluaran pada kedua detektor, sedangkan pada pengujian software  diperoleh hasil yang menunjukkan bahwa respon detektor 1 tidak stabil tetapi respon detektor 2 berfungsi dengan baik.
Co-Authors Anto Setiawanto Irwan Irwan Nugraha Luhur Rohidi Rohidi Suhadi Suhadi Suhartono Suhartono Unggul Hartoyo W. Prasuad