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 17, No 1 (2020): APRIL 2020" : 5 Documents clear
Tinjauan Keselamatan Operasi Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy setelah Penggantian Menara Pendingin Abdul Aziz Rohman Hakim; Sutrisno Sutrisno
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (107.931 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5840

Abstract

Menara pendingin Reaktor RSG-GAS telah diganti dengan menara pendingin yang menggunakan teknologi baru. Penggantian menara pendingin didasarkan atas kebutuhan kemampuan pemindahan panas oleh menara pendingin ke lingkungan pada daya nominal 30 MW. Penggantian menara pendingin diharapkan dapat memenuhi aspek keselamatan berupa batasan dan kondisi operasi (BKO) reaktor berupa  temperatur pendingin primer masuk teras tidak boleh melebihi nilai batas   42 oC. Bila melebihi batasan tersebut maka sistem proteksi reaktor (SPR) akan mengambil tindakan keselamatan otomatis berupa SCRAM reaktor. Kinerja menara pendingin ditunjukkan dengan parameter range, approach, dan effectiveness.  Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai ketiga parameter tersebut secara berurutan adalah 7,02 oC, 4,93 oC, dan 59,15 %. Operasi reaktor pada daya nominal 30 MW menunjukkan bahwa parameter temperatur pendingin primer masuk teras adalah 36 oC jauh di bawah nilai batas 42 oC sehingga memenuhi aspek keselamatan operasi reaktor
Analisa Kebutuhan Make Up Water Cooling Tower RSG-GAS pada Daya 30 MW Setelah Revitalisasi Pranto Busono; Santosa Pujiarta
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (486.693 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5770

Abstract

Akibat kondisi dan usia dari cooling tower RSG-GAS maka telah dilakukan revitalisasi pada cooling tower tersebut. Cooling tower yang baru mempunyai tipe sama dengan tipe sebelumnya, yaitu tipe Mechanical induced draft, counter flow, Inline, Closed end. Akibat penggantian/revitalisasi cooling tower RSG-GAS maka perlu dilakukan kajian yang berkaitan dengan besarnya kehilangan air. Kehilangan air pada cooling tower terdiri atas: evaporation loss (We), Drift loss (Wd) dan blowdown (Wb). Besarnya kehilangan air berdasarkan desain 93,8074 m3/h, hasil perhitungan 53,1286 m3/h dan hasil pengamatan adalah sebesarnya 39,4548 m3/h. Kehilangan air pada cooling tower perlu dilakukan perhitungan karena berkaitan dengan kemampuan pompa PA-04 dalam mengkompensasi kehilangan air tersebut. Dengan kemampuan pompa PA-04 yang mempunyai kapasitas 100 m3/h, maka dapat dipastikan bahwa pompa PA-04 masih mampu untuk mengkompensasi kehilangan air di cooling tower.   Kata kunci : make up water, revitalisasi cooling tower, kehilangan air
Perhitungan Nilai Efisiensi Pencacahan Hampiran Untuk Detektor HPGe Pada Spektrometer Gamma Menggunakan Metode Kuadrat Terkecil Nazly Kurniawan; Anto Setiawanto; Puspitasari Ramadania
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (100.187 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5745

Abstract

Spektrometer gamma merupakan salah satu perangkat spektroskopi nuklir yang sering digunakan untuk pelaksanaan karakterisasi radiologis, yang terkait dengan aspek keselamatan radiologis pengoperasian reaktor riset. Oleh karena itu, dibutuhkan spektrometer gamma dengan performa yang baik, untuk menjamin penerapan aspek keselamatan tersebut. Salah satu indikator yang merepresentasikan performa dari suatu perangkat spektrometer gamma adalah performa analisis kuantitatif dari perangkat spektrometer gamma tersebut, yang sangat bergantung dengan efisiensi pencacahan dari detektor pada spektrometer gamma tersebut. Apabila sampel yang akan dianalisis sama dengan sumber standar yang dimiliki, maka efisiensi pencacahan dapat diperoleh dengan menggunakan metode komparatif. Namun, hampir tidak mungkin untuk menyediakan semua sumber standar yang sama dengan sampel yang akan dianalisis. Sehingga, untuk analisis kuantitatif suatu sampel yang berbeda dengan sumber standar yang tersedia, dibutuhkan nilai efisiensi pencacahan hampiran untuk rentang energi gamma tertentu. Pada tulisan ini, diberikan hasil penerapan metode kuadrat terkecil untuk perhitungan nilai hampiran dari efisiensi pencacahan detektor HPGe pada salah satu spektrometer gamma yang dikelola di Pusat Reaktor Serba Guna, untuk rentang energi dari 53,155 keV sampai dengan 1.332,502 keV. Dari percobaan yang telah dilakukan dengan menggunakan salah satu set sumber standar yang tersedia, diperoleh nilai relative error maksimum sebesar 4,01%. Perolehan nilai relative error tersebut sudah memenuhi kriteria keberterimaan yang ditetapkan untuk nilai relative error terhitung, yaitu kurang dari 10%. Dengan demikian, metode kuadrat terkecil dapat digunakan untuk menentukan nilai efisiensi pencacahan hampiran; dengan prosentase kesalahan hasil perhitungan yang rendah, apabila proses pencacahan telah dikondisikan sesuai dengan persyaratan standar.             Kata kunci : Spektrometer Gamma, Analisis Kuantitatif, dan Kurva Kalibrasi Efisiensi 
Kajian Kinerja Alarm Unit Emergency di Ruang Balai Operasi Reaktor subiharto subiharto; Nazly Kurniawan; sukino Sukino
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1848.416 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5774

Abstract

Balai operasi reaktor RSG-GAS merupakan ruangan utama dimana terdapat kolam reaktor serta kolam penyimpanan bahan bakar bekas (sementara). Kegiatan pekerjaan dalam ruangan ini selalu ada, baik dalam keadaan reaktor sedang beroperasi maupun sedang tidak beroperasi, kegiatan tersebut antara lain: memasukkan sampel dan mengeluarkan berbagai macam target iradiasi pada kolam reaktor, kegiatan penanganan target (pemindahan, pembungkusan atau pengeluaran) pascairadiasi, kegiatan perawatan dan perbaikan komponen reaktor (fasilitas iradiasi, detektor neutron, refuelling bahan bakar), penanganan limbah radioaktif dan lain-lain. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan pekerja radiasi terrhindari menerima paparan berlebih, maka  Balai Operasi dilengkapi dengan 4 sistem proteksi radiasi berupa peralatan pemantau laju dosis gamma (UJA07 CR001/002/003/004)  dan satu unit Alarm Emergency (AUE)  yang terpasang di dekat pintu masuk Balai Operasi. Sejak reaktor mulai beroperasi pada tahun 1987  sistem AUE tersebut tidak pernah dilakukan uji fungsi, sedangkan sistem pemantau radiasi yang lain secara periodik enam bulan dan satu tahun selalu dilakukan pengujian. Hal ini dikarenakan sistem AUE tersebut tidak masuk dalam program perawatan dan perbaikan yang tertuang dalam Maintanance and Repair Manual (MRM). Hal tersebut kemudian menjadi temuan BAPETEN karena tidak dapat menunjukkan bukti bahwa  AUE tersebut masih berfungsi. Permasalahan tersebut  kemudian menjadi latar belakang perlunya dilakukan kajian uji fungsi terhadap  AUE. Kajian dilakukan dengan menelusuri dokumen Spesification dan dokumen Turn Over Package (TOP). Dari hasil kajian dan penelusuran dokumen diperoleh data bahwa Sistem AUE dapat berfungsi apabila 2 dari 4 sistem pemantau laju dosis gamma yang berada di Balai Operasi menunjukkan nilai ≥ 1.104 mR/jam. Selanjutnya dilakukan pengujian dengan simulasi menggunakan sumber standard dengan hasil bahwa sistem AUE dapat beroperasi dan berfungsi dengan baik. Sebagai tindak lanjut akan dilakukan pengujian secara berkala setiap enam dan tahunan sesuai dengan schedule MRM yang ada di RSG-GAS Kata kunci : Kajian , alarm unit  emergency, Reaktor, Balai Operasi, perawatan
Evaluasi Revitalisasi Sistem Alarm Kebakaran Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) Ranji Gusman; Heri Suherkiman; Sujarwono Sujarwono; Sukino Sukino
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (227.552 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5778

Abstract

Sistem alarm kebakaran merupakan salah satu bagian dari sistem instrumentasi dan kendali di PRSG. Setelah digunakan lebih dari 30 tahun, sistem ini banyak mengalami gangguan berupa seringnya muncul alarm palsu (false alarm). Disamping itu beberapa sensor telah mengalami kerusakan sehingga tidak dapat mendeteksi apabila terjadi kejadian kebakaran di PRSG. Sistem alarm kebakaran yang lama masih menggunakan sensor yang terdapat zat radioaktif berupa Amerisium (Am-241) untuk mendeteksi asap yang secara aturan internasional telah dilarang penggunaannya. Seiring dengan perkembangan teknologi, sistem baru yang dipasang dapat dilakukan pemrograman sehingga dapat memudahkan teknisi dalam melakukan perawatan dan membantu operator dalam mendeteksi kebakaran karena dilengkapi dengan tampilan Human Machine Interface (HMI). Karena alasan tersebut, maka sistem alarm kebakaran ini perlu dilakukan revitalisasi agar sistem dapat bekerja secara baik dalam mendeteksi kebakaran. Sistem ini terdiri dari 4 jenis sensor yaitu sensor aktif berupa sensor asap dan suhu, sensor asap berupa kamera, sensor pasif berupa kotak alarm manual (manual call point), dan sensor jalur alarm (alarm line). Keempat jenis sensor ini dipasang mengelilingi jalur alarm kebakaran seluruh gedung di PRSG dan mengirim sinyal ke panel kendali alarm kebakaran kemudian alarm tersebut ditampilkan pada panel tegak di Ruang Kendali Utama (RKU). Metode revitalisasi dilakukan dengan mempelajari sistem yang lama, melakukan pengumpulan data Input/Output (I/O), instalasi sistem dengan mengganti seluruh komponen dari sistem yang lama, pembuatan program, dan pembuatan tampilan HMI. Hasil pengujian menunjukkan sistem alarm kebakaran dapat bekerja dengan baik dalam mendeteksi kebakaran di PRSG dan dengan cepat dapat memudahkan operator dan petugas pengamanan dalam menemukan titik dimana kebakaran terjadi.Kata kunci: revitalisasi, sistem alarm kebakaran, PRSG

Page 1 of 1 | Total Record : 5