Garuda - Garba Rujukan Digital

TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI Abdul Aziz Rohman Hakim; Sutrisno Sutrisno; Dicky Tri Jatmiko
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 1 (2019): April 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR TERHADAP KINERJA MENARA PENDINGIN SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI. Salah satu komponen penting dari sistem pendingin reaktor adalah menara pendingin. Menara pendingin RSG-GAS telah dioperasikan selama lebih dari 30 tahun. Telah dilakukan kajian kinerja menara pendingin pada operasi daya nominal 30 MW ditinjau dari keselamatan operasi reaktor. Kajian dilakukan untuk mengetahui kinerja menara pendingin dalam membuang panas ke lingkungan. Parameter penilaian kinerja menara pendingin yang dipakai meliputi range, approach, efektifitas, dan temperatur pendingin masuk teras reaktor. Dari kajian data operasi tahun 1992, diperoleh nilai range sebesar 7,2 ⁰C, nilai approach sebesar 8,0 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 47,37%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 40,0 ⁰C. Dari kajian data tahun 2018, diperoleh nilai range sebesar 6,7 ⁰C, nilai approach sebesar 9,3 ⁰C, nilai efektifitas sebesar 41,84%, dan nilai temperatur pendingin masuk teras sebesar 41,96 ⁰C. Nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 1992 masih di bawah batas pengaktifan sistem proteksi reaktor, sedangkan nilai temperatur pendingin masuk teras data tahun 2018 mendekati batas pengaktifan sistem proteksi reaktor yaitu 42 ⁰C. Dapat disimpulkan bahwa kinerja menara pendingin setelah 30 tahun dioperasikan sudah tidak dapat memenuhi kriteria keselamatan operasi reaktor.Kata kunci: kinerja, menara pendingin, temperatur, keselamatan operasi.

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

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.

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

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

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

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno Sutrisno; Saleh Hartaman; Asnul Sufmawan
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Fasilitas iradiasi Power Ramp Test Facility (PRTF) adalah sebuah fasilitas iradiasi yang digunakan untuk uji tak merusak bahan bakar nuklir jenis Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF dirancang khusus untuk simulasi kondisi PWR dimana batang uji/kelongsong pin diberi tekanan di dalam rangkaian primer dan panas yang ditimbulkan diambil oleh sistem pendingin sekunder yang memiliki 2 jalur masing-masing jalur dioperaikan dengan laju alir aatara 600 l/jam-900 l/jam. Pada pengujian ini akan dilakukan iradiasi kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam. Persyaratan LAK iradiasi PRTF bahwa daya termal maksimum adalah 22,5 kw dan aktivitas air maksimum primer adalah 2,08.104 cps. Pengujian ini bertujuan untuk mengetahui linieritas hubungan antara daya termal terbangkitkan dengan posisi kelongsong pin terhadap teras reaktor, serta menentukan aktivitas air primer sebagai fungsi daya termal. Hasil dari percobaan didapatkan bahwa daya fungsi posisi batang uji/kelongsong pin terhadap teras reaktor adalah linier dan nilai daya maksimum yang terbangkitkan adalah 3,913926 kW, serta aktivitas air primer maksimum didapatkan nilai 4.102 cps dengan demikian iradiasi pengujian kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam aman dilakukan di reaktor RSG-GAS. Kata kunci : Iradiasi, Pengujian, kelongsong, pin, laju alir, PRTF ABSTRACTIRRAADIATION TESTING OF PRTF CLADDING PIN WITH SECONDARY FLOW RATE 750 l / h. Irradiation facilities Power Ramp Test Facility (PRTF) is an irradiation facility that is used for non-destructive testing of nuclear fuel type Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF specially designed for simulating the conditions of PWR in which the test rod / cladding pin by pressure inside the primary circuit and the heat generated is taken by a secondary cooling system that has two lanes each track is operated with a flow rate of 600 l / h - 900 l / h , In this test will be irradiated cladding PRTF pin with a secondary flow rate of 750 l / h. This test aims to determine the linearity of the relationship between the thermal power was awakened by a cladding pin position against the reactor core, and to determine the primary water activity as a function of thermal power. The results of the experiment showed that the power function of the position of the test rod / cladding pin against the reactor core is linear and the value of maximum power is awakened 3.913926 kW and maximum primary water activity values obtained 4,102 CPS. PRTF irradiation of SAR requirements that the maximum thermal power is 22.5 kW and maximum water activity of primary 2,08.104 thus PRTF pin cladding irradiation testing with the secondary flow rate of 750 l / h safely operated in the RSG-GAS reactor. Keywords: Irradiation, Testing, cladding, pin, flow rate, PRTF

ANALISIS PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS PADA TERAS 96 DENGAN DAYA MAKSIMUM 30 MW Sukiyanto Sukiyanto; Susanto Susanto; Bagus Dwi Nurtanto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

ANALISIS PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS PADA TERAS 96 DENGAN DAYA MAKSIMUM 30 MW. Reaktor RSG-GAS merupakan reaktor riset dengan daya nominal 30 MW termal yang digunakan untuk kegiatan penelitian, iradiasi, pendidikan dan pelatihan.Reaktor RSG-GAS dioperasikan rutin hanya pada daya 15 MW, sedangkan operasi reaktor dengan daya maksimum 30 MW dilakukan dalam waktu tertentu sesuai permintaan dan persetujuan dari BAPETEN (sebagai badan pengawas). Pengoperasian reaktor RSG-GAS pada teras 92 dengan daya maksimum 30 MW ada perbedaan/ ketidaksesuaian antara daya yang dikehendaki (30 MW) dengan daya aktual (28,008 MW). Pengoperasian reaktor RSG-GAS pada teras 96 dengan daya 30 MW dilakukan kalibrasi daya reaktor kemudian hasilnya dibandingkan dengan daya yang dikehendaki. Hasil kalibrasi daya reaktor untuk pengoperasian daya 30 MW adalah sebesar 30,040 MW. Hasil perbandingan antara daya aktual / hasil kalibrasi dengan daya yang dikehendaki hampir sama. Hal tersebut menunjukan terjadi kesesuaian pengoperasian reaktor RSG-GAS pada teras 96 dengan daya maksimum 30 MW. Kata kunci: Reaktor RSG-GAS, Operasi Reaktor, Kalibrasi Daya, .

Evaluasi Kinerja Sistem Pencacah Kerlip Cair Portabel type SSS-22P Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

EVALUASI KINERJA SISTEM PENCACAH KERLIP CAIR PORTABEL TYPE SSS-22P. Telah dilakukan evaluasi kinerja sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P. Sistem pencacah kerlip cair portabel tipe SSS-22P adalah peralatan laboratorium portabel yang digunakan untuk mengukur radiasi Beta dari sampel yang dicampur dengan cairan pelarut. Metode Ini adalah yang paling sensitif untuk mendeteksi dan mengkuantifikasi isotop pemancar Beta, khususnya H-3 dan C-14 3). PRSG menggunakan alat ini secara rutin untuk menganalisis air pendingin reaktor sebagai pengganti alat yang sebelumnya LS 1308 buatan Beckman yang telah rusak sejak tahun 2011. Permasalahan saat ini adalah ketika alat yang masih baru ini akan digunakan kondisinya tidak stabil dan nilai cacahnya berubah-ubah.Tujuan penulisan makalah ini untuk memastikan apakah peralatan dapat berfungsi dengan baik dengan melakukan evaluasi kinerjanya. Ruang lingkup evaluasi kinerja peralatan meliputi 2 cara yaitu: melakukan uji kesesuaian Hardware dengan cara melakukan pengukuran tegangan tinggi antara tegangan masukan dan keluaran, serta melakukan pengujian software dengan pencacahan terhadap sumber standar H-3 untuk mengetahui respon detektor. Pada pengujian hardware diperoleh hasil yang menunjukkan adanya ketidak sesuaian antara tegangan masukan dan tegangan keluaran pada kedua detektor, sedangkan pada pengujian software diperoleh hasil yang menunjukkan bahwa respon detektor 1 tidak stabil tetapi respon detektor 2 berfungsi dengan baik.

KAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR KMP-A DI REAKTOR RSG-GAS MBA RI-C Fitri Susanti, S.Si; Azriani A.; Dicky Tri Jatmiko, M.T.
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

ABSTRAKKAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR DI REAKTOR RSG-GAS. Pemanfaatan bahan nuklir di dalam suatu fasilitas nuklir harus dikendalikan dengan sistem safeguards. Pelaksanaan sistem safeguards yang terintegrasi dengan sistem safety dan security menjadi sangat penting dilaksanakan untuk mencapai tujuan yang sama yaitu menjamin setiap pemanfaatan bahan nuklir hanya untuk tujuan damai sehingga perlindungan terhadap radiasi bagi keselamatan pekerja, lingkungan dan masyarakat dapat dilakukan secara maksimal. Sistem terintegrasi safeguards, safety dan security akan berjalan dengan baik apabila didukung dengan pelaksanaaan sistem pengawasan terhadap pemanfaatan bahan nuklir yang baik pula. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk mengkaji penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar di Reaktor RSG-GAS sesuai sistem terintegrasi safeguards, safety dan security. Lingkup bahasan mencakup aspek penerapan sistem safeguards bahan nuklir segar melalui sistem pelaporan dan pertanggungjawaban bahan nuklir serta aspek safety dan security berupa penerapan sistem pengamanangudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar. Hasil kajian menunjukkan bahwa penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar yang terintegrasi sangat efektif dalam memperkuat system safeguards di Reaktor RSG-GAS sehingga dapat menjamin segala kegiatan terkait pemanfaatan bahan nuklir segar di gudang bahan nuklir segar hanya untuk tujuan damai dan dapat memenuhi standar safety dan security yang baik.Kata kunci: sistem pengawasan, gudang bahan nuklir segar, bahan nuklir segar, reaktor RSG-GAS ABSTRACTASSESSMENT OF MONITORING SYSTEM OF FRESH FUEL STORAGE IN RSG-GAS REACTOR. Utilization of nuclear material in a nuclear facility should be controlled by safeguards system. Implementation of the integrated safeguards system with the safety and security system becomes very important implemented in order to achieve the same goal that is to ensures that any use of nuclear materials is just for peaceful purposes so that protection will be a radiation hazard for workers, the environment and public safety can be done optimally. Integrated safeguards, safety and security system to be succesfull if supported by good execution supervision system to the use of nuclear material. This paper will explain assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A)in RSG-GAS reactor (MBA RI-C) appropriate integrated system of safeguards,safety and security. The scope of discussion include the application of fresh nuclear material safeguards system through a system of reporting and accountability of nuclear material as well as the security of nuclear material fresh in fresh fuel storage in RSG-GAS reactor. Assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A) in RSG-GAS reactor (MBA RI-C)is very effective in strengthening the safeguards system in the RSG-GAS (MBA RI-C) thus ensure all activities related to the utilization of fresh fuel storage is for peaceful purposes and to get good standards for safety and security.

Instalasi dan Uji Fungsi Radiografi Sinar-X di Hot Cell Instalasi Radiometalurgi Helmi Fauzi; Refa Artika; Setia Permana; Antonio Gogo
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

NSTALASI DAN UJI FUNGSI RADIOGRAFI SINAR-X DI HOT CELL INSTALASI RADIOMETALURGI. Radiografi sinar-X telah dipasang di hot cell 103 dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) yang digunakan untuk pemeriksaan Pelat Bahan Bakar (PEB) dan short pin PWR-fuel teriradiasi. Tabung sinar-X yang digunakan dengan tegangan 20-320 kV dan flat panel detector serta meja objek uji yang dapat bergerak ke arah longitudinal dan transversal. Gerak vertikal (pengaturan jarak tabung ke objek) dilakukan secara manual dengan manipulator. Sistem dukung yang terdiri dari unit trafo, pendingin dan panel terpasang di service area sedangkan unit pengendali berupa komputer terpasang di operating area. Uji fungsi berhasil dilakukan menggunakan PEB teriradiasi dengan parameter utama 200 kV, 800 µA dan integration time 130 ms. Hasil digital radiografi untuk short fuel pin PWR belum baik sehingga masih membutuhkan studi dan eksperimen lebih lanjut untuk menentukan parameter operasi. Hal ini terkait adanya perbedaan koefisien atenuasi sinar-X antara U dan Zr. Kata kunci: radiografi sinar-X, hot cell, Instalasi Radiometalurgi, uji pasca iradiasi

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

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.

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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