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 2 (2020): OKTOBER 2020" : 5 Documents clear
HOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION Waringin Margi Yusmaman, S.ST, M. Si; Mohamad Sukron Fajrin Husein; Denia Karlina Utami Putri; Kesi Indriana
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6001

Abstract

HOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION. Radiometalurgy Installation (RMI) is one of Non-Reactor Nuclear Installation where post-irradiation examination (PIE) take place, which give gamma radiation ranged from one µSv/h to the order of mSv/h. The PIE activity produce high-activity radioactive waste as a by-product that stored temporarily in RMI Building. The temporary solid radioactive waste storage room is equipped with in situ gamma area monitor (GAM) as a mean of external radiation protection for radioactive waste operator. This research is conducted to understand the characteristic of GAM Detector and evaluate the positioning of detector, the design of detector holder, and the threshold setting of radiation detection alarm in The temporary solid radioactive waste storage room. The research is conducted by measuring a standard radiation source Cs-137 with the activity of 1 µCi using GAM Detector with variation of position in 4 point, which are in the middle-front of detector, the front-side of the detector vessel, the middle of detector vessel, and back-end of detector vessel, along with variation of source to detector distance, which are 0 cm, 10 cm, 20 cm, 30 cm, 40 cm, and 50 cm. The measurement done in the middle-front of the detector give the highest dose of gamma radiation measured which are 5.63, 4.20, 0.58, 0.28 μSv/h. The result of gamma radiation dose measurement by the detector shows that the closer the source to middle-front part of the detector the higher the radiation measured. The holder design of the gamma radiation detector used in the current GAM device provides information on the gamma radiation dose rate of 74.26% of the actual dose rate. The detector holder currently positioned the middle-front side of the detector upwards therefore the design of detector holder needs to be modified in order for the detector to measure the dose more effectively and give the true number of dose measured
PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS Susanto - Susanto; Sukarno - Sigit; Suparjo - Suparjo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.5979

Abstract

PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS. Koefisien reaktivitas daya adalah parameter neutronik yang sangat penting untuk keselamatan operasi reaktor. Koefisien reaktivitas daya merupakan kombinasi dari koefisien reaktivitas doppler, moderator dan void. Koefisien reaktivitas daya didesain bernilai negative. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menghitung koefisien reaktivitas daya reaktor RSG-GAS melalui experiment penaikan daya.  Koefisien reaktivitas daya ditentukan dengan menaikkan daya dari 1 – 15 MW secara bertahap dengan posisi batang kendali bank  tetap dan batang kendali pengatur berubah.  Perubahan reaktivitas ditentukan sesuai dengan posisi batang kendali pengatur.  Dari hasil perhitungan diketahui koefisien reaktivitas daya rata-rata sebesar -1.028 sen/MW dan akan semakin negative mengikuti kenaikan daya. Hal ini terjadi karena kenaikan daya reaktor akan meningkatkan temperatur bahan bakar  yang  mengakibatkan terjadinya efek doppler. Efek doppler menyebabkan terjadinya pelebaran puncak neutron resonansi yang akan meningkatkan serapan neutron oleh U-238. Hal ini mengakibatkan berkurangnya jumlah neutron termal yang diserap oleh U-235 Sehingga Keff menjadi berkurang dan reaktifitas akan menurun (negative). Selain itu peningkatan temperature moderator akibat naiknya temperatur bahan bakar akan mengakibat menurunnya daya moderasi pendingin reaktor. Dengan nilai koefisien reaktivitas daya yang negative dan semakin negative mengikuti kenaikan daya maka reaktor dapat dioperasikan dengan selamat dan stabil. Kata Kunci : reaktivitas,  daya, batang kendali pengatur.
PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT Suhartono Suhartono; Nazly Kurniawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6035

Abstract

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT. Pada kondisi kecelakaan yang dipostulasikan yaitu kecelakaan melebihi batas desain dengan 5 elemen bahan bakar meleleh akan mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong reaktor yang menyebabkan RSG-GAS dalam keadaan kedaruratan nuklir. Dalam kondisi kedaruratan nuklir diperlukan tindakan segera mungkin untuk menghindari ekskalasi yang lebih besar terhadap dampak radiasi internal pada personil disekitar RSG-GAS. Pada program kesiapsiagaan nuklir RSG-GAS telah disiapkan code untuk perhitungan radioaktivitas udara yang lepas ke lingkungan melalui cerobong. Pada tulisan ini dilakukkan perhitungan radioaktivitas I-131 di udara yang lepas kelingkungan melalai cerobong dengan program code Hotspot. Pada perhitungan ini fokus pada I-131 dikarenakan dapat memberikan dampak negative pada personil yang menerima dosis melebihi batas. Selain itu nuklida I-131 di udara yang dominan lebih cepat terlepas ke lingkungan.  Perhitungan radioaktivitas udara untuk nuklida I-131 dilakukan dengan menggunakan source term nilai aktivitas nuklida I-131 dengan variasi kecepatan udara 1 m/detik sampai dengan 5 m/detik. Variasi kecepatan angin diambil berdasarkan kondisi meteorologi dan klimatologi disekitar reaktor. Kecepatan angin 1 m/detik jarak 15 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,30E-02 Bq/cm3 , kecepatan angin 2 m/detik jarak 25 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,60E-2 Bq/cm3 , kecepatan angin 3 m/detik jarak 35 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,30E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 4 m/detik jarak 45 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,60E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 5 m/detik jarak 50 Km radioaktivitas nuklida I-131 5,40E-2 Bq/cm3. Kata kunci : Radioaktivitas Iodine-131, Software Hotspot, Kedaruratan nuklir
PERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS Sunarko Sunarko Sunarko; Hanafi Ali
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.6033

Abstract

PERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS.  Algoritma merupakan urutan langkah-langkah kegiatan atau proses dalam suatu sistem. Perancangan Algoritma ini akan dipergunakan untuk menentukan langkah pada sistem otomatisasi rabbit pneumatik. Algoritma ini merupakan alur pemikiran dalam merancang perangkat lunak pada  sistem otomatisasi pengirim kapsul penumatic rabbit yang sedang dikembangkan oleh PRSG. Tujuan dari tulisan ini adalah merancang Algoritma untuk menentukan pembuatan perangkat lunak sehingga sistem dapat beroperasi secara otomatis. Langkah awal otomatisasi dimulai dengan pengaturan waktu iradiasi, kemudian tekan tombol iradiasi. Ketika waktu iradiasi telah diisi dan tombol iradiasi ditekan maka solenoid valve terbuka dan suplai udara bertekanan akan medorong kapsul. Dalam perjalanannya kapsul setelah melewati sensor CG 002, maka media pendorong akan berganti ke gas Nitrogen yang akan bersirkulasi selama iradiasi berlangsung. Kapsul juga akan melewati sensor CG 001 untuk mengaktifkan waktu iradiasi setelah 1 detik. Proses iradiasi akan berlangsung sesuai dengan pengaturan waktu iradiasi, dan apabila waktu iradiasi selesai maka kapsul akan kembali secara otomatis menuju ke counter station di ruang Laboratorium AAN untuk dilakukan akusisi data. Dari counter station kapsul dapat dikirim kembali ke posisi iradiasi/re-iradiasi atau dikenal dengan sistem ping-pong. Jika re-iradiasi tidak diperlukan kapsul dapat dikirimkan menuju ke waste station untuk disimpan sebagai limbah. Perancangan algoritma akan digunakan sebagai dasar dalam pembuatan perangkat lunak, walaupun dalam prakteknya akan banyak modifikasi dan sangat dinamis sesuai dengan permintaan user.
PENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI Zulfikar Elran Bhagaskara; Tri Nugroho Hadi Susanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2020): OKTOBER 2020
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.2.5994

Abstract

PENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI.Telah dibuat perangkat kendali jarak jauh sistem pendingin primer Reaktor Kartini. Perangkat ini dibuat untuk meningkatkan efisiensi waktu dan tenaga operator reaktor yang sebelumnya pengoperasian pompa pendingin primer dilakukan secara manual dengan berjalan dari ruang kendali utama berada di lantai 3 menuju panel kendali yang berada di lantai 1. Perangkat ini dibuat menggunakan komponen utama berupa programmable logic controller Siemens S7-1200. Pembuatan perangkat dilakukan dengan langkah-langkah berupa modifikasi wiring kendali sistem pendingin primer, pembuatan halaman web menggunakan kode Hypertext Markup Language sebagai user interface, seting komunikasi nirkabel antara Programmable Logic Controller dengan komputer di Ruang Kendali Utama menggunakan protokol Transmission Control Protocol/Internet Protocol, dan pengujian perangkat secara keseluruhan. Hasil pengujian menunjukkan bahwa pengembangan perangkat ini tidak mengganggu kinerja kendali lokal dari sistem pendingin primer yang sudah ada. Waktu yang dibutuhkan untuk sekali menghidupkan/mematikan sistem Primer juga berkurang dari rata-rata 1 menit menjadi 2 detik. Pengembangan perangkat ini memberikan kemudahan berupa usaha dan waktu yang digunakan operator untuk menghidupkan/ mematikan sistem primer menjadi lebih ringan dan singkat, dan kendali pengoperasian sistem pendingin primer menjadi terpusat di ruang kendali utama. Kata Kunci: Kendali jarak jauh, sistem pendingin primer, Reaktor Kartini, PLC.

Page 1 of 1 | Total Record : 5