cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
buletin-reaktor@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
ISSN : 02162695     EISSN : 26148943     DOI : 10.17146
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir "REAKTOR" ditebitkan oleh Pusat Serba Guna (PRSG) BATAN, frekuensi terbit enam bulanan. Jurnal ini mempublikasikan naskah-naskah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis pengelolaan perangkat nuklir dan sebagainya.
Articles 8 Documents
Search results for , issue "Vol 14, No 1 (2017): April 2017" : 8 Documents clear
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
EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90 Purwadi Purwadi; Sutrisno Sutrisno
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 (433.233 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3898

Abstract

EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90. Operasi reaktor GA Siwabessy siklus operasi 90 telah berlangsung dari tanggal 26 Desember 2015 s/d 15 April 2016. Untuk kelancaran dan keselamatan operasi reaktor berikutnya perlu dilakukan evaluasi terhadap operasi reaktor sebelumnya. Evaluasi dilakukan melalui studi literatur, pengumpulan data, pembahasan dan analisis terhadap jalannya operasi reaktor, mulai dari pembentukan konfigurasi teras, operasi daya rendah, operasi daya tinggi, pemanfaatan reaktor, serta gangguan-gangguan yang timbul pada saat pengoperasian reaktor. Sebelum reaktor dioperasikan daya tinggi dilakukan eksperimen kalibrasi batang kendali yang menghasilkan reaktivitas lebih 7,30 % dan reaktivitas stuck rod 4,11 % sehingga menjamin reaktor aman dioperasikan.  Operasi reaktor siklus 90 telah menghasilkan energi sebesar 640,0609 MWD, digunakan untuk melayani iradiasi sebanyak 114 target/sampel dan penyediaan neutron tabung berkas PSTBM. Gangguan scram/penurunan daya terjadi 9 kali karena kegagalan detektor neutron JKT02 dan JKT03. Gangguan yang terjadi pada sistem bantu reaktor sebanyak 36 kali disebabkan kegagalan sistem elektrik, mekanik dan instrumentasi misal blower cooling tower PA02 AH001, AH003 dan  batang kendali, namun hampir semua gangguan tersebut dapat diatasi. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa meskipun terjadi beberapa gangguan, operasi reaktor RSG-GAS siklus operasi 90 berlangsung dengan baik dan selamat  sesuai dengan target yaitu reaktor dioperasikan daya 15 MW dan mencapai energi total 640 MWD sesuai dengan jadwal operasi reaktor yang telah ditetapkan. Kata kunci: operasi, reaktor, siklus ABSTRACT EVALUATION OF RSG-GAS REACTOR IN OPERATION CYCLE NO. 90. The operation of  RSG-GAS reactor cycle 90, has conducted  from December 26th, 2015  to April 15th, 2016. Based on this  operation, data will be evaluated and used for the next reactor operation. The evaluation result will be improve for the core configuration, reactor operation, reactor utilization and experiences. Before the reactor is operated high power, control rod calibration should beperformed to achieved the reactivity. The excess reactivity is 7.30% and stuck rod reactivity is 4.11% so as to ensure safe operation of the reactor.The reactor operation cycle No. 90  has achived the power of 640, 0609 MWD is used for 114 sample irradiation and neutron beam services to PSTBM. Scram occurred 9 times due to failure of neutron detector JKT02 and JKT03 and problem of the reactor auxiliary systems are 36 times due to the failure of electrical systems, mechanical and instrumentation eg cooling tower fans PA02 AH001, AH003 and control rods, but the problem could be handled  in the normal condition. The conclusion that the reactor  operation cycle 90 was operation good condition,  with the power of 15 MW and achieve a total energy of 640 MWD. Key word: operation, reactor, cycle
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
PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI KALIBRASI DAYA 15 MW DAN 30 MW DI REAKTOR RSG-GAS Sukiyanto Sukiyanto; Bagus Dwi Nurtanto
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 (344.186 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3885

Abstract

PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI KALIBRASI DAYA 15 MW DAN 30 MW DI REAKTOR RSG-GAS. Kalibrasi daya reaktor adalah proses penyesuaian/pengaturan  ulang alat ukur/kanal-kanal ukur daya reaktor terhadap besaran/ nilai standar yang telah diketahui. Pada saat kalibrasi terdapat faktor koreksi sebagai salah satu parameter penting dalam kalibrasi daya reaktor yang harus diukur dan dievaluasi/dianalisa secara berkala. Permasalahan saat ini belum adanya pengukuran faktor koreksi terhadap kalibrasi daya khususnya pada pengoperaisan reaktor pada daya 15 MW dan daya maksimum 30 MW. Pengukuran faktor koreksi bertujuan untuk mengetahui perubahan nilai faktor koreksi yang selama ini digunakan dalam perhitungan kalibrasi daya reaktor RSG-GAS, untuk mengetahui pengaruh perubahan tersebut terhadap hasil kalibrasi daya reaktor, dan untuk mengetahui perbedaan nilai faktor koreksi pada saat pendingin sekunder dioperasikan dengan 4 dan 7 unit blower. Makalah ini disusun meliputi pencatatan kalibrasi daya reaktor, dan pengukuran faktor koreksi kalibrasi pada daya 15 MW dan 30 MW. Pengukuran faktor koreksi dilakukan dalam kondisi seluruh sistem dioperasikan seperti pada saat operasi daya tinggi, tetapi bedanya reaktor tidak dibebani oleh daya (kondisi reaktor padam). Pencatatan data dilakukan sampai dengan perbedaan suhu masuk dan keluar teras stabil dengan terlebih dahulu dilakukan pencatatan data awal sebelum sistem pendingin dioperasikan. Dari hasil pengukuran didapatkan faktor koreksi pada saat sistem pendingin sekunder dioperasikan dengan 4 unit blower (operasi 15 MW) adalah 0,1°C (faktor koreksi sebelumnya adalah 0,41 °C) dan faktor koreksi pada saat sistem pendingin sekunder dioperasikan dengan 7 unit blower  (operasi 30 MW) yaitu  0,12 °C. Adanya perubahan dan perbedaan faktor koreksi mempengaruhi hasil kalibrasi daya reaktor. Diharapkan hasil pengukuran dapat menjadi acuan dalam melakukan kalibrasi daya reaktor RSG-GAS.Kata kunci: kalibrasi, daya, reaktor, faktor koreksi.ABSTRACTTHE MEASUREMENT OF 15 MW AND 30 MW POWER CALIBRATION CORRECTION FACTORS IN RSG-GAS REACTOR. Reactor power calibration is the process of adjusting or re-measuring the reactor power measuring tools or channels against standard values. At the time of calibration there is a correction factor which is important in the reactor power calibration that must be measured and analyzed periodically. The current problem is the absence of correction factor measurement of power calibration especially at the operation of reactor at 15 MW and 30 MW. Measurement of correction factor is intended to obtain the shift of correction factor that has been used in the calculation of RSG-GAS reactor power calibration, to know the effect of the change on reactor power calibration, and to know the difference of correction factor value when the secondary coolant is operated with 4 and 7 Unit blower. This paper involves the recording of reactor power calibration, and measuring calibration correction factor at 15 MW and 30 MW power. Correction factor measurements are made under the conditions of the entire system being operated as during high power operation, but the difference is that the reactor is not burdened by power (reactor is not operated). The recording of data is carried out until the temperature difference in and out of the stable terrace with prior initial data recording before the cooling system is operated. From the measurement results obtained a correction factor when the secondary cooling system operated with 4 units of blower (operation 15 MW) is 0.1 ° C (previous correction factor is 0.41 ° C) and correction factor when the secondary cooling system is operated with 7 units Blower (operation 30 MW) that is 0.12 ° C. Changes and differences in correction factors affect the reactor power calibration results. It is expected that the measurement result can be a reference in conducting RSG-GAS reactor power calibration.Key words: calibration, power, reactor, correction factor.
PEMBUATAN PERANGKAT LUNAK PEREKAM DATA OPERASI DAYA 30MW REAKTOR RSG-GAS Heri Suherkiman
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 (1271.469 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3890

Abstract

pembuatan PERANGKAT LUNAK perekam data OPERASI DAYA 30 MW REAKTOR RSG-Gas. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan salah satu reaktor penelitian yang ada di Indonesia.  RSG-GAS dibangun sejak tahun 1983. Pada bulan Maret 1992 dicapai operasi reaktor pada daya penuh 30 MW. Pada tanggal 12 Januari 2017, RSG-GAS berencana beroperasi dan mencapai daya penuh 30 MW. Pelaksanaan operasi ini bertujuan sebagai syarat untuk mendapatkan izin operasi reaktor RSG-GAS dari BAPETEN. Operasi daya penuh 30 MW adalah momen yang jarang terjadi. Selain PRSG dan BAPETEN, momen tersebut juga dimanfaatkan oleh pihak terkait lainnya melakukan penelitian. Untuk memenuhi kebutuhan permintaan data, maka dilakukan pembuatan sistem perekaman data parameter penting operasi daya penuh 30 MW. Program pembuatan sistem perekaman data telah selesai dilakukan dan berhasil mendapatkan data beberapa parameter penting terkait operasi 30 MW. Pembuatan sistem perekam data telah menghasilkan suatu perangkat lunak berbasis labVIEW dan menghasilkan data yang disajikan dalam file dengan format excell. Data tersebut akan diolah dan dikaji oleh pihak terkait sebagai bahan penelitian dan menilai kinerja dan keselamatan operasi reaktor RSG-GAS saat ini. Kata kunci: Sistem perekaman data, Operasi daya penuh, LabVIEW ABSTRACT MANUFACTURE THE SYSTEM OF DATA RECORDER FOR OPERATING 30MW POWER REACTORS IN RSG-GAS. Multipurpose of Reactor G.A. Siwabessy (RSG-GAS) is one of research reactor in Indonesia. RSG-GAS built since 1983. In March 1992 achieved the reactor is operating at full power 30MW. In 12 January 2017, RSG-GAS plans to operate at full power 30MW. This aims of operation as a requirement to get licence from BAPETEN for RSG-GAS to operate the rector. Operation of 30MW Full Power is a rarely moment. Besides PRSG and BAPETEN, this moment is also utilized by other researcher. To grant request of the data, then we manufactured data recording system of selected parameters for 30MW full power operation. The data recording systems has been completed and managed to get the data some important parameters related to operation of 30MW. Manufacture the system of data recorder has resulted software base on LabView and generate the data presented in Excel file format. The data will be processed and reviewed by stakeholders to be researched and assess the performance and safe operation of RSG-GAS reactor at this time. KeyWord : System of Data Recorder,Full Power Operation, LabVIEW
EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS Pardi Pardi; Banyu Rizki Fauzan
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 (384.647 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3891

Abstract

EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS. Sistem pendingin sekunder berfungsi untuk mengambil panas peluruhan dari sistem pendingin primer melalui alat penukar panas (HE) dan selanjutnya panas peluruhan dibuang ke lingkungan menggunakan modul menara pendingin (cooling tower).  Sistem pendingin sekunder mempunyai 3 buah pompa (3 × 50%), 2 pompa untuk operasi normal dan 1 pompa sebagai cadangan. Pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder dilaksanakan sesuai prosedur pelaksanaan pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder reaktor RSG-GAS No Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. Kombinasi pengoperasian pompa disesuaikan dengan Instruksi Operasi Reaktor (IO) yang berlaku. Perawatan pompa merujuk pada dokumen Maintenace and Repair Manual  (MRM) MPR30 tahun 1988, yaitu dilakukan setelah pompa beroperasi 3000 jam atau setidaknya setiap tahun dilakukan penggantian oli dan greas bearing pompa. Saat ini belum ada evaluasi terhadap jumlah jam operasi dari masing-masing pompa  dalam satu tahunnya, sehingga penggantian oli dan greas bearing pompa dilakukan setelah satu tahun operasi. Untuk mendapatkan jumlah jam operasi dari masing-masing pompa perlu dilakukan evaluasi pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder untuk menunjang operasi reaktor RSG-GAS. Evaluasi meliputi pengamatan, pengumpulan data dan analisis data dari lembaran data evaluasi operasi reaktor, instruksi operasi reaktor (IO) terhitung sejak periode operasi 01 Januari s/d 31 Desember 2015. Dari hasil evaluasi disimpulkan bahwa pompa PA-01 AP001 jumlah jam opersinya paling kecil. Kata kunci: Sistem Pendingin Sekunder, Jam operasi pompa.ABSTRACT EVALUATION OF OPERATING SECONDARY PUMP COOLING SYSTEM TO SUPPORT THE OPERATION OF THE REACTOR RSG-GAS. Secondary cooling system serves to take the decay heat from the primary cooling system through a Heat Exchanger (HE) and thereafter the decayed heat released into the environment using the Cooling Tower module. Secondary cooling system has three pumps (3 × 50%), two pump for normal operation and the other one as a backup pump. Secondary cooling pump system operation conducted according to the procedure the operation of the secondary cooling system pump RSG-GAS reactor No. Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. The combination of pump operation adapted to Reactor Operating Instructions (IO). Pump tratment referring to the document Maintenance and Repair Manual (MRM) MPR30 1988, which is done after the pump operates up to 3000 hours or at least once a year needed to replace the oil and greas bearing pumps. Currently, there is no evaluation about the number of each pump operating hours in a year,so the replacement of oil and the pump bearing greas done after one year operation.  To get the number of each pump operating hours, is necessary to do the Evaluation of Operating Secondary Pump Cooling System to Support Operation RSG-GAS reactor. The evaluation includes observation, collecting data, and analyzing data from the evaluaton data sheet of reactor operation, the reactor operating instruction as from the operation period January 1st  to December 31st 2015. From the evaluation results, concluded that the number of pump operating hours PA-01 AP001 is the smallest. Keywords: Secondary Cooling System, Operating hours of pumps,
OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS Asep Saepuloh; Yayan Andriyanto
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 (1236.328 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3896

Abstract

ABSTRAK OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS. Pada instalasi kelistrikan RSG-GAS terdapat 3 unit genset yaitu BRV10/ 20/30 yang berfungsi sebagai catu daya darurat. Genset tersebut memegang peranan sangat penting dalam ketersediaan beban kelistrikan. Mesin genset beroperasi pada  beberapa kondisi, antara lain ; bila catu daya utama gangguan, saat test run, dan pasca perbaikan. Tahun 2016 terjadi kegagalan operasi pada saat test run ditunjukan dengan ; mesin tiba-tiba mati, level air radiator cepat berkurang, suhu mesin cepat panas, oli berubah warna menjadi pekat keputih-putihan. Untuk mengatasinya dilakukan langkah investigasi gangguan, analisa, serta perbaikan. Kegiatan semi overhaul dilakukan pada genset BRV20 oleh tenaga profesional dengan tujuan mengembalikan performa genset BRV20 ke kondisi semula. Berdasarkan hasil uji fungsi pasca perbaikan disimpulkan bahwa gangguan operasi sudah tidak terjadi lagi, suhu oli  CT-151 yang sebelumnya 127 °C menjadi 118 °C, suhu air pendingin CT-021 yang sebelumnya  99 °C menjadi  85 °C, harga-harga parameter operasi lainnya masih berada dalam batas yang ditetapkan di dalam formulir test run BRV 10/20/30. Kata kunci : performa genset BRV20, catu daya darurat ABSTRACT OPTIMATION PERFORMANCE OF GENERATOR SET AS EMERGENCY POWER SUPPLY IN RSG-GAS. In the electrical installation RSG-GAS genset there are 3 units namely BRV10/20/30 that serves as an emergency power supply. The generator has an important role in the availability of the electrical load. Genset operates on several conditions, among others; when the main power supply interruption, during a test run, and post-repair. Last year 2016 operating failure occurs during the test run is shown; engine suddenly dies, radiator water level rapidly reduced, the engine temperature heat up quickly, the oil changes color to thick whitish. To overcome the interference investigations carried out step, analysis and improvement. The activities carried out in the genset overhaul semi BRV20 by professionals with the aim of restoring the performance of genset BRV20 to its original state. Based on post-repair function test results concluded that the interruption of operations no longer exist, the oil temperature CT-151 previously 127 °C to 118 °C, and cooling water temperature CT-021 before    99 °C to 85 °C, the price of the operating parameters still within the limits specified in the test run form BRV 10/20/30. Keywords: performance of diesel BRV20, emergency power supply 
EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS Jaja Sukmana; Rachmat Triharto; Irwan Irwan
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 (481.367 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3887

Abstract

EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL - SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS. Keselamatan dalam pengoperasian reaktor diterapkan oleh Sistem Proteksi Reaktor dengan tindakan scram. Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkan risiko lain. Tujuan dari penelitian ini untuk mengetahui pemicu dan penyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melalui wawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunan fault tree analysis. Hasil deskriptif analitik menyatakan bahwa pemicu timbulnya scram, yaitu kerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat, pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitas positif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram pada kanal unbalanced load, terdiri dari kegagalan sistem instrumentasi, kondisi fluks neutron tidak merata, jatuhnya salah satu batang kendali, terjadinya pengosongan tabung berkas, gangguan handling dan loading sampel iradiasi, dan terjadi panas lokal pada elemen bakar. Karenanya fungsi scram sebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasi untuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalan operasi dapat diminimalisir. Kata kunci: Keselamatan operasi reaktor nuklir; Penyebab kejadian; Scram reaktor; Sistem proteksi reaktor. ABSTRACT SCRAM CAUSE EVALUATION OF UNBALANCED LOAD CHANNEL - REACTOR PROTECTION SYSTEM AT OPERATION OF THE RSG-GAS REACTOR. Safety in the operation of the Reactor Protection System is implemented by the scram action. However scram which often happened is the failure of the operation and poses other risks. The purpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram with analytic descriptive method through interviews, observation and document review, combined with the preparation of fault tree analysis. The analytic descriptive results show that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fast operation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transient reactivity. While the basic causes of the scram incident on channel unbalanced load, consisting ofthe failure of instrumentation systems,neutron flux uneven conditions, the fall of one of control rods, the emptying of the beam tube, interference handling and loading of samples irradiated, and the local hot channel at the fuel elements. Therefore fungction of scram as anticipation of the accident is also the feedback of operating experience  for updating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized. Keywords:  Cause of the incident; Reactor protection system; Suddenly shutdown of reactor; The safe operation of nuclear reactor.

Page 1 of 1 | Total Record : 8