Articles
191 Documents
<![CDATA[STUDI PERHITUNGAN FAKTOR ORGANISASIONAL TERHADAP PENINGKATAN KINERJA KESELAMATAN INSTALASI NUKLIR ]]>
<![CDATA[Demon Handoyo]]>;
<![CDATA[Johnny Situmorang]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.3.2959
<![CDATA[Pada suatu sistem yang kompleks, seperti instalasinuklir, faktor organisasional dan manajemen merupakan faktor yang sangat berpengaruh pada masalahkeselamatan operasional instalasi tersebut. Pada sejumlah kejadian, faktor organisasional dan budayakeselamatan seringkali menjadi penyebab terjadinya kecelakaan. Oleh karena itu pada kegiatan penelitian ini,dilakukan penelitian tentang pengaruh faktor organisasional terhadap peningkatan kinerja keselamatan instalasinuklir. Penelitian ini akan dilakukan untuk dapat memahami dan mengambil keputusan dari penggambaranpraktek manajemen keselamatan organisasional yang terukur serta hubungannya dengan kinerja sumber dayamanusia dan bagaimana hubungan tersebut berdampak pada output total resiko sistem. Proses yang dilakukanpada kegiatan ini adalah dengan dilakukannya survey terhadap pendapat beberapa responden yang berkaitandengan pendapat mereka terhadap keselamatan kinerja di instalasi nuklir. Hasil dari survey tersebut akandigunakan untuk menghitung aspek perilaku organisasional, keandalan kinerja manusia, dan analisis resiko.Untuk mendapatkan hal tersebut dibutuhkan perangkat lunak yang akan digunakan untuk menghitungnya. Padamakalah ini akan digambarkan model perancangan pembuatan software yang nantinya akan digunakan untukmenghitung faktor organisasional terhadap peningkatan kinerja keselamatan pada suatu instalasi nuklir.]]>
<![CDATA[ANALISIS LAJU ALIRAN AIR DI COOLER PADA HEAT SINK SYSTEM UNTAI UJI FASSIP ]]>
<![CDATA[Giarno Giarno]]>;
<![CDATA[Djoko Prasetio W]]>;
<![CDATA[Agus Nur Rachman]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1004.885 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2016.20.1.3506
<![CDATA[Konsep keselamatan pasif digunakan untuk meningkatkan keamanan dan keselamatan PLTN. Sistem pasif merupakan sistem pembuang kalor dengan mengasumsikan tidak tersedianya pompa serta gagal beroperasinya generator diesel. Untuk mendalami teknologi sistem pasif telah dibuat fasilitas eksperimen baru di laboratorium Termohidrolika PTKRN BATAN, yaitu Untai uji Fasilitas Simulasi Sistem Pasif (FASSIP). Untai uji FASSIP terdiri dari untai rektangular dan Heat Sink System (HSS). Pengambilan data dilakukan dengan melakukan eksperimen sirkulasi alam menggunakan untai uji FASSIP, dimana data hasil eksperimen dibuat grafik hubungan antara waktu terhadap temperatur sehingga diperoleh data ketika temperatur mulai stabil untuk melakukan perhi- tungan perpindahan kalor. Tujuannya adalah untuk melakukan analisis laju aliran massa air di bagian cooler. Dari hasil perhitungan dan analisis, semakin tinggi nilai laju aliran massa air maka semakin tinggi nilai perpindahan kalor dan variasi daya pemanas tidak berpengaruh secara signifikan terhadap nilai perpindahan kalor. ]]>
<![CDATA[PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS ]]>
<![CDATA[Purwadi Purwadi]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (962.831 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.3-4.2889
<![CDATA[Pengukuran fraksi bakar (burn-up) sangat penting untuk keselamatan operasi reaktor. Untuk reaktor riset, salah satu metode yang paling sederhana adalah melakukan pengukuran cacah netron pada kondisi subkris-tis dengan detektor neutron yang sudah terpasang pada teras reaktor. Jumlah cacah neutron harus ma-suk dalam rentang linearitas detektor yang dipengaruhi oleh posisi detektor dari teras. Makalah ini akan menyajikan pengaruh posisi detektor dan linearitas cacah detektor sehingga hasil pengukuran fraksi bakar akan akurat. Reaktor RSG-GAS menggunakan dua detektor fission chamber JKT01 CF811 dan CF821 untuk pengukuran kondisi start-up. Hasil pengukuran daya terhadap cacah de-tektor menunjukkan bahwa kedua detektor mempunyai linearitas yang sangat baik. Jumlah cacah masing-masing harus lebih kecil dari 12.150 cps dan 14.110 cps untuk detector JKT01 CX811 dan CX821. Dengan menjaga posisi detektor, detektor memiliki respons yang sangat baik pada berbagai posisi bahan bakar yang hendak diukur. Hasil pengukuran ini menunjukkan bahwa detektor yang terpasang di RSG-GAS dapat digunakan untuk mengukur fraksi bakar dari elemen bahan bakar.]]>
<![CDATA[Analisis Distribusi Temperatur Media Penampung Bahan Bakar Bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE) Menggunakan FLUENT 6.3 ]]>
<![CDATA[Balya Lutviana Laila Saro]]>;
<![CDATA[Fiber - Monado]]>;
<![CDATA[Muhammad - Subekti]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (440.542 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2019.23.1.5418
<![CDATA[ANALISIS DISTRIBUSI TEMPERATUR MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN FLUENT 6.3. Konsep dan desain reaktor daya eksperimental (RDE) adalah mengacu pada HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) dari teknologi Jerman yang telah diterapkan pada HTR-10 di Cina yang dirancang menggunakan bahan bakar yang berbentuk pebble bed. Setelah bahan bakar nuklir dimanfaatkan dalam reaktor nuklir, bahan bakar bekas tersebut kemudian akan masuk ke dalam tempat penampungan sementara. Penelitian ini dikhususkan pada aspek temohidrolik karena peranannya yang sangat penting untuk menjamin keselamatan media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Oleh karena itu diperlukan alat bantu berupa progam (software) komputer dalam proses penganalisaan distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Program yang digunakan adalah FLUENT 6.3. Hasil perhitungan menunjukan bahwa terjadi penurunaan temperatur secara bertahap pada bahan bakar bekas di setiap posisinya, dari titik pusat di posisi 0 m sebesar 110°C ke dinding media penampung di posisi 0,3 m sebesar 30°C. Sehingga dari hasil tersebut distribusi temperatur media penampung bahan bakar bekas reaktor daya eksperimental dapat dianggap aman tanpa kerusakan akibat dari panas]]>
<![CDATA[RANCANG BANGUN SISTEM KELISTRIKAN PADA UNTAI UJI BETA DENGAN BAGIAN UJI HeaTiNG-01 ]]>
<![CDATA[Edy Sumarno]]>;
<![CDATA[Joko Prasetyo Witoko]]>;
<![CDATA[Ainur Rosidi]]>;
<![CDATA[Kiswanta Kiswanta]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1411.471 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.3.2922
<![CDATA[Telah dilakukan rancang bangun sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA (UUB)dengan bagian Uji HeaTiNG-01. Dalam makalah ini dijelaskan tahap-tahap perencanaan, perakitan,pengecekan dan pembuatan komponen-komponen sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan UjiHeaTiNG-01, serta hasil uji coba yang dilakukan. Uji fungsi dilakukan dengan cara pengecekan di tiap-tiapkomponen dengan mengunakan alat ukur multimeter digital. Hasil yang diperoleh dari rancang bangun sistemkelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan Uji HeaTiNG-01 ini adalah tidak diketemukan adanyapenyimpangan. Evaluasi hasil antara daya terhadap temperatur bersifat linear. Dengan selesainya rancangbangun sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan Uji HeaTiNG-01, maka alat ini siapdigunakan untuk mendukung kegiatan penelitian.]]>
<![CDATA[UPGRADE SISTEM AKUISISI DATA PADA UUTR ]]>
<![CDATA[Kiswanta Kiswanta]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
DOI: 10.17146/sigma.2009.13.1.2948
<![CDATA[Fasilitas Untai Uji Termohidrolika Reaktor (UUTR) digunakan untuk mengamati parameter termohidrolik Pressurizer Water Reactor (PWR). Sistem instrumentasi yang ada saat ini menggunakan data akuisisi AT-MIO-64F-5 dari National Instruments berbasis ISA device dengan komputer Pentium 1, kecepatan perekaman data 3 data/detik sehingga menyebabkan respon lambat dan hasil pengukuran kurang akurat. Untuk meningkatkan akurasi pengukuran termasuk data hasil eksperimen dengan validitas tinggi, maka telah diupgrade menggunakan piranti DaqScan 2005 dari Omega yang berbasis Ethernet dengan memiliki kemampuan kecepatan perekaman 200.000 data/detik (200 khz). Hasil upgrade adalah diperolehnya sistem akuisisi data yang mampu menampilkan informasi berupa temperatur, tekanan dan level air pendingin secara interaktif yakni dalam bentuk nomor kanal yang diakuisisi, mudah dibaca, cepat, realtime dan akurat. Keuntungan yang lain dapat menyimpan data hasil akuisisi ke dalam harddisk dalam bentuk file dan dapat diolah lebih lanjut dalam bentuk tabel ataupun grafik untuk memudahkan analisis data.]]>
<![CDATA[ANALYSIS OF THE INSPECTION RESULTS ON THE PRIMARY COOLING PIPE OF RSG-GAS REACTOR ]]>
<![CDATA[Abdul Hafid]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (887.469 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2015.19.2.3176
<![CDATA[Multipurpose reactor of G.A. Siwabessy (RSG-GAS) is a research reactor with 30 MWt operated by BATAN since 1987. This reactor has obtained the permission from the regulatory body of BAPETEN to operate with the silicide fuels up to year 2025. In 2003, an ageing management of RSG-GAS was formed to evaluate the ageing process of the structures, systems, and components of the reactor. To support the ageing management, an inspection activity has been conducted to assess to the primary coolant pipe after 29 years operation. The main objective of this inspection was to determine whether a thinning of the primary pipe has occurred. The method used was the non-destructive test method with ultrasonic device to measure the thickness of pipe installed in place. The measurement was conducted two times in one year time span from 2014 to 2015. The results of measurement at three different places of the primary pipe show that the thinning has been occurred although it is very small. There are two forms of thinning that is occuring, which are the non-axisymmetric and axisymmetric. The non-axisymmetric shape thinning tends to occur in the area of the primary pipe upward of the primary pump, while the axisymmetric shape occurs at the pipe downward of the primary pump. In order to provide certainty to the thinning process at the primary pipe of RSG-GAS, re-testing should be performed routinely every 5 years.]]>
<![CDATA[PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 ]]>
<![CDATA[Giarno Giarno]]>;
<![CDATA[Gregorius Bambang Heru]]>;
<![CDATA[Joko Prasetyo W]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (887.442 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2014.18.1.1991
<![CDATA[PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1. Bundel uji QUEEN-1 yang terintegrasi dengan Untai Uji BETA adalah fasilitas eksperimen untuk menggambarkan karakteristik bahan bakar pada reaktor nuklir. Sejak dibuat telah banyak dilakukan untuk penelitian teknologi keselamatan nuklir dari aspek termohidrolika antara lain quenching, reflooding, dll. Fasilitas QUEEN-1 selain digunakan di lingkungan Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN), juga digunakan untukpraktikum Perpindahan Kalor Pendidihan dalam diklat Reactor Engineering and Safety II. Untuk mendapatkan kondisi eksperimen yang baik, maka perlu diketahui waktu yang dibutuhkan sehingga tercapai pendidihan. Metode yang dilakukan adalah dengan menghitung secara teori waktu yang diperlukan dengan asumsi energi kalor yang diberikan sama dengan energi kalor yang dikeluarkan atau diserap. Hasil perhitungan teoritis kemudian dibandingkan secara eksperimen. Dari hasil perhitungan diperoleh waktu untuk mendapatkan pendidihan selama 45 menit sedangkan dari hasil eksperimen diperoleh waktu selama 55 menit. Adanya perbedaan antara waktu secara teori dan eksperimen dikarenakan beberapa faktor antara lain belum stabilnya temperatur ketika menaikkan daya listrik.Kata kunci: prediksi waktu, bundel uji QUEEN-1, eksperimen perpindahan kalor pendidihan]]>
<![CDATA[MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION ]]>
<![CDATA[Andi S Ekariansyah]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (531.48 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2018.22.1.4320
<![CDATA[MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION. The multipurposes reactor G.A Siwabessy (RSG-GAS) is a open pool, water cooled reactor with plate type fuel elements having thermal power of 30 MWt. Its design has been a subject for research in term of its safety against postulated design basis accident. For the purpose of safety analysis, its complete design have been modelled using various thermalhydraulic code, which has to be validated for the steady-state condition. The model generated so far did not include the model of the heat exchanger as it is designed and described in the RSG-GAS design specification. Therefore the purpose of this research is to obtain a heat exchanger model as realistic as possible using the RELAP5/ SCDAP/Mod3.4 code. From the generated model, the performace of the heat exchanger design will be evaluated to analyze its effect on the steady-state simulation during RSG-GAS full power. The simulation results show that the performance of the obtained heat exchanger model has been validated with the design specifications to remove the core heat during the full power simulation. On that condition, the inlet secondary temperature and loss coefficient plays important role in taking the inlet and outlet primary temperature to be close with the experimental data and other RSG-GAS model.Keywords: RSG-GAS, heat exchanger model, RELAP5, steady state simulation, performance]]>
<![CDATA[PENGGUNAAN DIFRAKSI NEUTRON UNTUK PENGUKURAN REGANGAN DI HAZ SUS 304 BIMETAL UNTUK PENDEKATAN KONSEP PEMILIHAN MATERIAL TEMPERATUR TINGGI ]]>
<![CDATA[Abdul Hafidz]]>
<![CDATA[ SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011 ]]>
Publisher : <![CDATA[Badan Tenaga Nuklir Nasional ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1367.609 KB)
|
DOI: 10.17146/sigma.2011.15.1.2913
<![CDATA[Pada proses desain konseptual turbin gas temperatur tinggi menggunakan material temperatur tinggi. Olehkarena itu, penggunaan material nickel based banyak digunakan. Dalam proses fabrikasi, penyambungandengan las akan banyak ditemui juga dengan penggunaan dua atau lebih material yang berbeda sifat, misalnyaaustenitik dengan feritik. Setiap proses pengerjaan las senantiasa menyebabkan adanya regangan sisa. Seberapabesar nilai regangan yang terjadi dalam material perlu diketahui untuk penanganan lebih lanjut. Penggunaandifraksi neutron untuk pengukuran regangan di daerah HAZ dilakukan dengan mengambil salah satu sampelmaterial nickel based yaitu SUS 304. Hasil pengukuran yang diperoleh menunjukkan bahwa regangan sisayang terjadi pada daerah HAZ SUS 304 cukup besar, yaitu arah transversal 320 mikrometer kondisi tensile;arah normal 1080 mikrometer kondisi compress; dan arah aksial 200 mikrometer kondisi compress. Setelahbesar regangan sisa yang terdapat dalam material tersebut diketahui, proses perlakuan selanjutnya dapatdilakukan untuk mereduksi besar regangan tersebut.]]>
