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 5 Documents
Search results for , issue "Vol 15, No 1 (2018): April 2018" : 5 Documents clear
PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS Anto Setiawanto; Rohidi Rohidi; Puspitasari Ramadania
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 (617.166 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4791

Abstract

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS. Pemanfaatan RSG-GAS diantaranya adalah mengiradiasi batu topaz. Agar batu topaz siap untuk dikirim ke pengguna maka harus melalui proses peluruhan berkisar 5 s.d 10 tahun di ruang penyimpanan sementara sehingga terjadi penumpukan batu topaz yang mengakibatkan akumulasi paparan radiasi maka harus dilakukan pengendalian agar tidak melebihi batas yang diizinkan. Metode yang dilakukan yaitu menentukan tata letak ruangan, memasang perisai radiasi fleksibel dengan 2 (dua) lapis, pemetaan radiasi gamma didalam ruang penyimpanan dan permukaan pintu ruang. Hasil pengukuran diperoleh paparan radiasi tertinggi di permukaan topaz adalah 9300,0 μSv/jam, menggunakan perisai lapis pertama diperoleh 100,0 μSv/jam, perisai radiasi lapis kedua adalah 5,0 μSv/ jam, permukaan pintu luar ruang adalah 4,0 μSv/jam dengan demikian paparan dipintu luar ruang tidak melebihi batas yang diizinkan yaitu ≤ 10 μSv/jam. Sedangkan pekerja radiasi yang akan bekerja di dalam ruang penyimpanan harus memperhatikan kaidah keselamatan yaitu waktu, jarak, perisai dan didampingi oleh petugas proteksi radiasi serta dilakukan pengamatan penerimaan dosis pekerja radiasi agar tidak melebihi 20 mSv/tahun, dengan demikian para pekerja radiasi dapat bekerja secara aman dan terkendali serta aspek keselamatan dapat terpenuhi.Kata kunci : Pengendalian radiasi, batu topaz, titik pengukuran, peluruhan
PEMBELAJARAN DARI KEJADIAN SCRAM PADA KANAL JKT03 MENGGUNAKAN FAULT TREE ANALYSIS DI REAKTOR RSG-GAS Jaja Sukmana; Rachmat Triharto
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 (843.512 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4792

Abstract

PEMBELAJARAN DARI KEJADIAN SCRAM PADA KANAL JKT03 MENGGUNAKAN FAULT TREE ANALYSIS DI REAKTOR RSG-GAS. Kejadian scram merupakan tindakan pencegahan dini terhadap kecelakaan pengoperasian reaktor RSG-GAS. Perangkat pemantau parameter keselamatan pada pengoperasian reaktor memiliki kinerja untuk melakukan fail-safe technics pada operasi start-up range, operasi intermediate range, dan operasi power range. Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkan risiko lain. Tujuan dari penelitian ini untuk mengetahui penyebab dasar terjadinya scram dan sebagai pembelajaran dengan metode deskriptif analitik melalui wawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan metode analisis pohon kegagalan. Dari hasil deskriptif analitik diperoleh bahwa kejadian scram lebih sering terindikasi oleh pemantau fluks neutron daerah daya kanal JKT03, sebesar 13,6%. Penyebab dasarnya, terdiri dari kegagalan switch bridging on, kegagalan switch take over, dan sinyal karena kegagalan sistem instrumentasi, gangguan handling sampel iradiasi, serta kondisi ketidakrataan fluks neutron yang diproses oleh kanal logik lainnya. Dengan diketahuinya penyebab scram akan memberikan pembelajaran bernilai untuk pemenuhan keselamatan selama umur operasi reaktor RSG-GAS selanjutnya.Kata kunci: Sistem proteksi reaktor, Scram reaktor, analisis pohon kegagalan, pemantau fluks neutron.
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
EVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95 Pardi Pardi; Banyu Rizki Fauzan
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 (568.839 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4794

Abstract

EVALUASI PENANGANAN IRADIASI BATU TOPAZ PADA OPERASI REAKTOR SIKLUS 94 DAN 95. Untuk memaksimalkan penggunaan reaktor RSG-GAS dalam memenuhi kepentingan pihak pengguna antara lain adalah melayani iradiasi target batu topaz saat reaktor operasi. Keandalan operasi reaktor perlu dijaga dan tingkatkan tanpa mengurangi faktor keselamatannya, salah satu keandalan operasi reaktor adalah kemampuan batang kendali pengatur (reg-rod) dalam mengimbangi perubahan reaktivitas di teras reaktor akibat gangguan dari pemasukan/penarikan target iradiasi. Reaktivitas, kecepatan, panjang langkah batang kendali pengatur (reg-rod) dan reaktivitas maksimum pada satu posisi iradiasi < 0,5% ditentukan dalam LAK , untuk penanganan iradiasi target batu topaz nilai reaktivitas sebesar ±0,0741% diperlukan kehati-hatian dengan membuat gerakan pemasukan/penarikan target sambil melihat kanal pemantau daya dan display daya digital. Pada makalah ini dilakukan evaluasi kegiatan penanganan target iradiasi batu topaz pada siklus operasi 94 dan 95, dengan menganalisis data kegiatan yang tercatat dalam buku induk operasi dan formulir iradiasi target batu topaz. Hasil evaluasi pada siklus operasi 94: iradiasi target topaz total sebanyak = 360 kali dengan massa total 324 kg dan pada siklus operasi 95: sebanyak = 576 kali dengan massa total 864 kg. Dalam melakukan radiasi target topaz tidak terjadi gangguan karena telah dilakukan analisis keselamatan terlebih dahulu serta pelaksanaan yang sesuai dengan SOP sehingga tidak mempengaruhi reaktivitas di teras begitu pula keselamatan radiasi untuk personil harus di jaga.Kata kunci : evaluasi, penanganan target iradiasi batu topaz
KAJIAN BAHAYA RADIASI TERHADAP NORM DALAM SEDIMEN PERMUKAAN DI LINGKUNGAN DAS CISADANE HULU DAN CIUJUNG HULU Tommy Hutabarat
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 (728.639 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4795

Abstract

KAJIAN BAHAYA RADIASI TERHADAP NORM DALAM SEDIMEN PERMUKAAN DI LINGKUNGAN DAS CISADANE HULU DAN CIUJUNG HULU. Manusia secara terus menerus terpapar radiasi karena kehadirannya dimana – mana di bumi. NORM berpotensi memberikan dampak radiologi baik berupa pajanan radiasi eksterna maupun interna. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan konsentrasi radioaktivitas NORM dalam sedimen sungai pada DAS Cisadane Hulu dan DAS Ciujung Hulu. Pengambilan sampel permukaan endapan sedimen dilakukan menggunakan scrapper. Seluruh sampel dikeringkan pada suhu kamar selama 3–4 hari. Setelah kering, sampel digerus halus (200 mesh) menggunakan mortar, kemudian diayak dan ditimbang secara seksama sebanyak 0,5 kg dan dimasukkan ke dalam tabung plastik polietilen dan di-seal. Pengukuran radionuklida U-238 dan Th-232 beserta turunannya dan radionuklida K-40 dilakukan menggunakan spektrometer gamma. Konsentrasi radionuklida alam U-238, Th-232, dan K-40 yang diperoleh dari ke dua lokasi DAS sangat kecil dibawah baku mutu yaitu sebesar 25 Bq/kg dan masih dibawah rata-rata dunia. Sebaran konsentrasi U-238 di kedua lokasi berkisar antara 6,38 – 17,67 Bq/kg, konsentrasi aktivitas Th-232 dan K-40 masing–masing berkisar anatara 11,56 – 23,45 Bq/kg dan 49,76 – 289,65 Bq/kg. Nilai Ra eq pada ke dua lokasi DAS berkisar antara 34,799 - 56,912 Bq/kg masih dibawa batas yang direkomemdasikan oleh UNSCEAR yaitu sebesar 370 Bq/kg. Nilai indeks bahaya radiasi Iγг, indeks bahaya radiasi internal (Ibi), dan indeks bahaya radiasi eksternal (Ibe) di kedua lokasi DAS masing–masing < 1 sehingga masih aman terhadap manusia. Dari hasil uji statistik terhadap parameter Ra eq dan tingkat bahaya radiasi tidak terdapat perbedaan yang signifikan antara ke dua lokasi DAS.Kata kunci :NORM, sedimen, indek bahaya radiasi

Page 1 of 1 | Total Record : 5