Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0.444
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Archive of Community Health SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega
Deswandri Deswandri
Unknown Affiliation
Computer Science & IT Energy Health Professions Materials Science & Nanotechnology

Published : 4 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 4 Documents
Search

 1 
EVALUASI KEANDALAN SISTEM VENTING KOLAM DAN SISTEM TEKANAN RENDAH RSG GAS DENGAN METODA POHON KEGAGALAN Deswandri Deswandri; Johnny Situmorang
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1810.833 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2012.16.2.2901

Abstract

Sistem venting kolam dan sistem tekanan rendahmerupakan sub-sistem dari sistem ventilasi daerah radiasi menengah reaktor RSG GAS. Sistem venting kolamberfungsi untuk mencegah penyebaran kontaminasi yang mungkin terjadi dalam udara kolam reaktor ke dalambalai operasi dan mengembalikan hasil kondensasi uap air ke dalam kolam reaktor. Sistem tekanan rendahberfungsi untuk mempertahankan gradien tekanan di daerah radiasi menengah dan antara daerah radiasimenengah dengan atmosfir ketika terjadi penutupan damper isolasi area dan damper isolasi pengungkung.Makalah ini membahas tentang evaluasi keandalan berfungsinya sistem venting kolam dan sistem tekananrendah dengan menggunakan metoda pohon kegagalan. Evaluasi dimulai dengan melakukan pemahamantentang cara kerja sistem, pembuatan model keandalan sistem, penelusuran data keandalan komponen terkaitdalam sistem, kuantifikasi model berdasarkan data keandalan komponen serta menentukan komponenkomponenyang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan operasi sistem. Dengan menggunakan datagenerik, hasil kuantifikasi memberikan nilai probabilitas untuk ketidaksediaan sistem venting kolam beroperasiketika dibutuhkan sebesar 6.00E-03 dan sistem tekanan rendah sebesar 1.84E-05. Sedangkan ketidakandalansistem venting kolam dalam melaksanakan fungsinya mempunyai nilai probabilitas 1.93E-06 dan sistemtekanan rendah sebesar 1.30E-07. Pada dasarnya laju kegagalan dari komponen-komponen berikut bernilaisangat rendah, namun berdasarkan analisis minimal cut-set dan nilai importance dapat disimpulkan bahwakomponen-komponen yang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan sistem venting kolam adalahdamper isolasi KLA60AA01 dan KLA60AA05, dan untuk sistem tekanan rendah adalah dari modul filterKLA41 dan KLA42.
EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA Deswandri Deswandri
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1327

Abstract

EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA. Dari aspek keselamatan, Sistem Proteksi Reaktor (RPS) adalah sistem paling vital dalam reaktor nuklir. Pada reaktor generasi lama sistem tersusun dalam rangkaian komponen-komponen analog. Namun, mengikuti perkembangan teknologi elektronika yang pesat belakangan ini, teknologi analog telah ditinggalkan dan digantikan dengan teknologi digital yang sangat praktis, akurat, andal dan mempunyai respons cepat. Pada beberapa reaktor nuklir generasi lama, sistem I&K terkait keselamatan (khususnya RPS) analog juga telah dimodifikasi dengan menggunakan teknologi digital. Sebagai sebuah sistem yang sangat penting dan vital, RPS harus dievaluasi secara menyeluruh untuk menjamin dan memastikan keandalannya. Evaluasi RPS analog sudah banyak dilakukan pada dengan menggunakan teknik evaluasi keandalan tradisional. Akan tetapi, karena aplikasi teknologi digital dalam RPS modern relatif baru, evaluasi keandalan sistem ini masih terbatas dan pada umumnya dilakukan oleh para pengembang sistem itu sendiri. Dalam makalah ini dilakukan evaluasi sistem RPS digital pada reaktor daya tipe PWR dengan menggunakan metoda evaluasi keandalan tradisional yang bersifat kualitatif, yaitu metoda Failure Mode and Effect Analysis (FMEA). Sebagai objek, diambil Sistem Proteksi Reaktor digital rancangan Korea Selatan. Ada 8 komponen atau modul yang dievaluasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengkaji atau menyelidiki modus kegagalan yang mungkin terjadi pada masing-masing modul. Dari setiap modus kegagalan, diselidiki penyebab potensial kegagalan tersebut. Selanjutnya dipertimbangkan dampak kegagalan (baik secara lokal maupun terhadap sistem), metoda pendeteksian kegagalan dan tindakan mitigasi yang diperlukan. Hasil evaluasi ditabulasikan dalam bentuk format standar FMEA (Tabel 3).Kata Kunci : Evaluasi Keandalan, FMEA, RPS Digital
HUBUNGAN SAFETY CULTURE DENGAN PERILAKU KESEHATAN DAN KESELAMATAN KERJA PADA PUSAT TEKNOLOGI DAN KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR BATAN TAHUN 2020 Carolyna Mairing; I Made Ady Wirawan; Deswandri Deswandri
ARCHIVE OF COMMUNITY HEALTH Vol 8 No 1 (2021): April 2021
Publisher : Program Studi Sarjana Kesehatan Masyarakat Universitas Udayana Berasosiasi Dengan Ikatan Ahli Kesehatan Masyarakat Indonesia (IAKMI)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.24843/ACH.2021.v08.i01.p05

Abstract

ABSTRAK Safety culture merupakan budaya organisasi yang mengutamakan pada nilai–nilai dan sikap keselamatan. Walaupun instansi telah menghimbau tenaga kerja untuk mengutamakan keselamatan, namun tenaga kerja belum memahami bahwa perilaku K3 bagi tenaga kerja merupakan hal penting untuk menghindari PAK maupun KAK. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui hubungan safety culture dan faktor individu dengan perilaku K3 di Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) BATAN. Penelitian ini menggunakan desain kuantitatif analitik dengan rancangan cross-sectional study. Responden pada penelitian ini berjumlah 51 orang dengan teknik pengambilan sampel purposive sampling. Hasil menunjukan proporsi responden berperilaku K3 baik sebesar 49,02%. Tingkat pendidikan yang lebih tinggi mempunyai proporsi perilaku K3 lebih tinggi secara bermakna (p=0,023), sedangkan pada variabel umur, jenis kelamin, masa kerja dan safety culture tidak berhubungan secara bermakna dengan perilaku K3 (p>0,05). Oleh karena itu perlu dicermati faktor penyebab lebih luas yang mempengaruhi perilaku K3. Selain itu pihak manajemen hendaknya melakukan upaya untuk meningkatkan perilaku K3. Kata Kunci: Safety culture, Perilaku K3, Tenaga Kerja
RISK ASSESSMENT ON THE DECOMMISSIONING STAGE OF INDONESIAN TRIGA 2000 RESEARCH REACTOR Ratih Luhuring Tyas; Deswandri Deswandri; Dinnia Intaningrum; Julwan Hendry Purba
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 24, No 2 (2022): June 2022
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/tdm.2022.24.2.6632

Abstract

Decommissioning is the final stage of a nuclear reactor. In preparing the decommissioning plan, one of the important elements that need to be considered is safety assessment. During decommissioning, there are many complex tasks to be done where the radiological and non-radiological hazards arise and can significantly affect not only the workers but also the general public and the environment. Indonesia has no experience with nuclear reactor decommissioning, so it is necessary to study various experiences of decommissioning activities in the world. This study proposes a framework to implement the safety assessment on the decommissioning of the TRIGA 2000 research reactor. The framework was developed on desk-based research and analysis. The proposed framework involves the facility and decommissioning activities, hazard identification, hazard analysis, hazard evaluation, hazard or risk control, and independent review.
Co-Authors Carolyna Mairing Dinnia Intaningrum I Made Ady Wirawan Johnny Situmorang Julwan Hendry Purba Ratih Luhuring Tyas