cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Perangkat Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy
Jurnal Perangkat Nuklir (Journal of Nuclear Equepments), terbit dua kali setiap tahun bulan Mei dan November sejak 2007. Partisipasi aktif berupa saran dan pendapat maupun kritik yang bersifat membangun sangat diharapkan untuk meningkatkan kualitas jurnal. Alamat: Gedung 71, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, Indonesia, Telepon: (021) 7560896, Penerbit: Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN
Arjuna Subject : -
Articles 9 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009" : 9 Documents clear
CALCULATION OF BUCKLING PIPE FOR PIPE SIZE 10", 40" AND 56" CROSSING AT NUCLEAR POWER PLANT Syamsurrijal Ramdja; Achmad Chamsudi
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (676.32 KB)

Abstract

The actually buried pipe crossing in the project of NPP (Nuclear Power Plant) installation to be found the self problem for installation, especially if the crossing will be subjected to loads of vehicle traffics and weight of soil, this pipe shall be make sure is not buckling during operation with deflection calculation shall be lest then 1 ratio between radius of pipe  Pada proyek pekerjaan instalasi PLTN (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) di lapangan sering ditemukan permasalahan instalasi silang pipa benam khususnya persilangan dengan ja/an yang memuat beban arus kendaraan dan beban berat tanah. Kalkulasi ini bertujuan untuk memastikan tidak terjadi buckling pada pip a selama operasi yang tidak melebihi dari 1 dibandingkan dengan radius pipa.
RENOGRAPHY SYSTEM QUALITY CONT~OL TEST PROCEDURE WIRANTO BUDI SANTOSO
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1482.941 KB)

Abstract

Renograp/7y System Quality Control Test Procedure. The quality control (QC) test procedure for renography system has been developed. The QC test procedure is included in renograpl1Y operation software. In addition of applied standard quality control procedures for acceptance and reference tests of instruments, It is developed to attain 11igh reliability of service. Tho result of QC test is stored in a file wltl, txt extention format. This file can be used to continuously monitor operation from time to time and to evaluate performance of the renography system. Prosedur Uji Kenda/i Mutu Sistem Renograf. Toien dikembangkan prosedur uji kendali mutu (Quality Control, QC) untuk sistem renoqrot. Prosedur uji kendali mutu ini morupakan bagian dari porangkat lunek operasi renograf. Sebagai pelengkap prosedur uji kendali mutu standar yang biasa digunakan untuk uji keberferimaan dan acuan peralatan, prosedur ini dikembangkan agar didapat tingkat kopercayaan po/ayanan yang linggi. Hasil uji QC disimpan oaoe file dengan format ekstensi txt. File ini deoe! digunakan untuk secara terus menerus memantau operasi dari waktu ke waktu dan untuk mengevaluasi kinerja dari sistem renograf.
PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA UNTUK PROTEKSI RADIASI SINAR - X 100 Kev Gunarwan Prayitno
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (844.703 KB)

Abstract

The Thickness Calculation Of Lead Oxide Natural Rubber Composite For X-Ray Rodietion Protection. The thickness calculation of lead oxide natural rubber composite for x-ray radiation protection has been done for 100 kev energy x-ray. The calculation is to obtain the thickness of reaietiou protection that was safe for environment or worker who works in radiation field. The calculation of absorption strength of lead oxide natural rubber composite is started by lead oxide composite 550 part per one hundred rubber (pphr) until 1000 part per one hundred rubber. the lead okside natural rubber composite thickness to be calculated is 2.5 mm. The result of calculation shows that the thickness of substance lead oxide natural rubber composite was safe for environment or worker who works in radiation field, if the 550 part per one Iwndrecl rubber lead oxide was mixed with natural rubber. The value of absorption strength on 550 pert per one hundred rubber is standart permitted.  Perhitungan ketebalan Bahan Komposit Karet Alam Timbal Oksida Untuk Proteksi Radiasi Sinar-x 100 Ke
RANCANGAN PENYANGGA PADA BENGKOKAN PIPA Tukiman Tukiman; Budi Santoso
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (588.6 KB)

Abstract

SUPPORT DESIGN TO PIPE BEND. In a Plant, a piping system is one of the most mportant part is used to drain fluid. The installed piping system must comply with codes and standards defined so that the burden of what happened at the time of surgery or death situation either static or dynamic load does not exceed the limits of such codes and standards. Installation of a dummy support in the pipe bends is very important that the influence of loading during the operation of piping systems is not a failure or damage. Dummy support is one type of support that is widely used in piping systems. The support must be able to withstand the axial force, lateral or combined axial and lateral forces. In this calculation used the size of main pipe 6 inch, 4-inch pipe supports, pipe a thick buffer 6:33 mm, 00 = 114.3 mm, 10 = 101.64 mm, the pipe material from carbon steel material and 2600 kg axial force. The calculations show that the dummy support is still able to withstand the axial force of 2600 kg.  RANCANGAN PENYANGGA PAOA BENGKOKAN PIPA. Oalam suatu Plant, pipa merupakan salah satu bagian terpenting yang digunakan untuk menga/irkan fluida. Sistem perpipaan yang terpasang tietus memenuhi code dan standard yang dite!apkan sehingga beban yang terjadi pada waktu operasi ataupun kondisi mati baik beban statik maupun dinamik tidak melebihi batasan dari code dan standard tersebut. Pemasangan penyangga pada bengkokan pipa adalah hal yang sangat pen tin.'} agar pengaruh pembebanan selama operasi sistem perpipaan tidak mengalami kegagalan atau kerusakan. Penyangga dummy adalah salah satu jenis penyangga yang banyak digunakan dalam sistem perpipaan. Penyangga harus mampu menahan gaya aksial, lateral maupun gabungan gaya aksial dan lateral. Pada perhitungan ini digunakan ukuran pipa utama 6 inch, pipa penyangga 4 inch, tebal pipa penyangga 6.33 mm, 00=114.3 mm, 10=101.64 mm, material pipa dari bahan karbon steel dan gaya aksial2600 kg. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pip a penyangga tersebut masih mampu menahan gaya aksial sebesar 2600 kg
PENGGUNAAN MESIN BERKAS ELEKTRON SEBAGAI ALTERNATIF PENGOLAHAN GAS BUANG HASIL PEMBAKARAN BATU BARA Kristiyanti Kristiyanti
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1139.059 KB)

Abstract

AN APPLICATION OF THE ELECTRON BEAM MACHINE AS AN ALTERNATIVE FLUE GAS TREA TMENT FROM COAL BURNING. The aim of this study is to recognize the process of flue gas treatment from the coal burning in a steam power plant system. The coal burning will produce flue gas that contains SOx and NOx that can cause acid rain which is not safe for environment. A study using comparison method, conventional process and irradiation process from electron beam machine (MBE) system, has been implemented. The study shows that the flue gas produced by coal burning that contains SOx and NOx can be processed futher using irradiation of MBE to become safe for environment. The process using irradiation of MBE is more efficient than the conventional process, because it requires limited area for the process and the reduction process of SOx and NOx is done simultaneously. Moreover, using the optimal parameter process will produce the maximal result. PENGGUNAAN MESIN BERKAS ELEKTRON SEBAGAI AL TERNA TIF PENGOLAHAN GAS BUANG HASIL PEMBAKARAN BA TUBARA. Tujuan pengkajian ini adalah untuk mengetahui proses pengolahan gas buang hasil pembakaran batubara padai Pusat Listrik Tenaga Uap (PL TU). Hasil pembakaran batubara yang mengandung SOx dan NOx bisa menyebabkan hujan asam sehingga mengakibatkan kerusakan lingkungan. Metode yang digunakan adalah mengkaji pengolahan secara konvensional dan secara radiasi menggunakan irradiasi electron dari Mesin Berkas Elektron (MBE). Dari kajian ini dapat disimpulkan bahwa gas buang hasi/ pembakaran batubara mengandung SOx dan NOx yang merupakan salah satu sumber pencemar lingkungan bisa diatasi dengan pengolahan gas buang menggunakan MBE. Dibandingkan dengan pengolahan gas buang secara konvensional, pengolahan gas buang menggunakan berkas elektron lebih efisien karena penggunaan lahan terbatas dan proses reduksi SOx dan NOx secara serentak. Apabila menggunakan parameter yang optimal maka akan didapatkan hasi/ yang maksimal
TINJAUAN BAHAN MODERATOR UNTUK KOMPONEN REAKTOR NUKLIR Mairing Manutu Pongtuluran; Hendra Prihatnadi
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1022.761 KB)

Abstract

In order for a reactor design is considered acceptable absolute technical requirement is fulfilled because the most important part of a reactor design. Safety considerations emphasis on the handling of radioactive substances emitted during the operation of a reactor and radioactive waste handling. Moderator material is a layer that interacts directly with neutrons split the nuclear fuel that will lead to changes in physical properties, nuclear properties, mechanical properties and chemical properties. Reviews moderator of this time is of the types of moderator is often used to meet the requirements as nuclear material.   Agar disain suatu reactor dianggap acceptable persyaratan teknik mutlak oipenuhi karena merupakan bagian yang terpenting dalam suatu disain reactor. Pertimbangan keselamatan dititik beratkan pada penanganan zat radioaktif yang dipancarkan selama beroperasinya suatu reaktor dan penanganan limbah radioaktifnya.Bahan moderator merupakan lapisan kedua yang berinteraksi langsung dengan netron hasif belah bahan bakar nuklir yang akan menimbulkan perubahan sifat fisik, sitat nuklir, sifat mekanik dan sifat kimianya. Tinjauan moderator kali ini adalah dari jenis-jenis moderator yang sering digunakan yang memenuhi persyaratan sebagai material nuklir.
KARAKTERISASI PANEL PERISAI RADIASI SINAR-X DIAGNOSTIK Sri Mulyono Atmojo
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (811.391 KB)

Abstract

The characterization of shield panel of X-ray radiation was carried out. Aim of the characterization is to find the panel in that qualities comply with the reference, so the panel can be used for the folding door of nuclear medical. Panel consists of three sheets that is steel-lead-steel. In that sheet are 1,5 mm thickness respectively. The first, second, third, and forth panel consists of steel-lead-steel, steel-Iead-Iead-steel, steel- lead-Iead-Iead-steel, steel-Iead-Iead-Iead-Iead-steel,. Absorption strength of panel was tested by .X-ray unit in which 50 - 75 kV operation voltage were used during 0,06 second. Results of these test show that radiation dose rate were transmission trough panel I, II, III, IV, relative not difference for the same operation voltage.. Dose rate verification by British Standard show that the dose rate comply with the BAPETEN regulation. Conclusion of these experiments is that the panel shields can be used for the folding door for nuclear medica/. Telah dilakukan karakterisasi panel baja-timbal yang akan digunakan untuk perisai radiasi sinar-X diagnostik. Karakterisasi ini bertujuan untuk memperoleh kualitas panel yang memadai jika digunakan untuk daun pintu ruang kedokteran nuklir. Panel terdiri dari tiga lapisan, yaitu lembaran baja-timba/-baja. masing-masing lembaran mempunyai tebal 1,5 mm, dengan susunan sebagai berikut: Panel kesatu, kedua, ketiga, dan keempat, masing-masing terdiri dari lembaran baja-timbal-baja, baja-timbal-timba/-baja, baja-timba/-timba/-timbal-baja, dan baja-timba/-timba/-timba/-timba/··baja. Pesawat sinar- X dengan tegangan operasi 50 - 75 kV dan waktu ekspose 0,06 detik digunakan da/am pengujian ini. HasH pengujian menunjukkan bahwa laju dosis radiasi sinar-X yang melewati panel I, II, III, IV, (untuk tegangan operasi yang sama), relatif tidak berubah. Verifikasi laju dosis menggunakan British Standard diperoleh laju dosis radiasi setelah melewati panel, memenuhi ketentuan yang ditetapkan oleh BAPETEN, Kesimpulan dari karakterisasi ini adalah bahwa panel perisai dapat digunakan sebagai daun p
PERANCANGAN MEKANIK PENGGERAK BATANG KENDAll REAKTOR RISET Sanda Sanda
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (778.905 KB)

Abstract

Design of mechanic transmission of control rod research reactor. Mechanic transmission of control rod research reactor is reactor excellent component used to ascend and descend reactor fuel. The problem nowadays to ascend or descend reactor fuel is using two motors. To move ascend, low motor off, on the other hand to move descend motor off while the motor is depend on position of reactor control rod and It's not motor break or mechanic break, this condition dangerous at reactor control rod system. There for It will designed mechanic moving reactor control rod can fulfil The condition of reactor safety. One or the orther of design is using reductin gear transmission system with 20 ratio reduction. The reduction gear is moved servometer 24 watt with coupling and output reduction gear connected pinion. It is moving the rack ascend and descend with maximum velocity 0,067 m/s. The expectation of control rod hang on mechanic transmission will not suddenly descend.  PERANCANGAN MEKANIK PENGGERAK BATANG KENDALl REAKTOR RISET. Mekanik penggerak batang kendali reaktor riset merupakan salah satu komponen utama reaktor yang fungsinya menaik turunkan bahan bakar reaktor. Permasalahan yang ada saat ini untuk naik atau turunkan bahan bakar reaktor menggunakan dua buah motor penggerak. Untuk gerak keatas, motor bawah dimatikan, sebaliknya untuk gerak kebawah, motor atas dimatikan, sedangkan kondisi motor penggerak terse but dalam kondisi hidup tetus menerus tergantung posisi batang kendali reaktor dan tidak ada rem motor atau rem mekanik, hal ini dapat menimbulkan kondisi yang berbahaya bagi sistem batang kendali reaktor. Untuk itu perlu dirancang sistem mekanik penggerak batang kendali reaktor yang memeuhi syarat keselamatan sistem reaktor. Salah satu perancangannya yaitu menggunakan sistem transmisi gigi reduksi dengan reduksi 20. Gigi reduksi digerakan oleh servomotor yang mempunyai daya 24 watt dengan perantara kopling dan keluaran dari gigi reduksi dihubungkan dengan roda gigi pinion yang mampu menggerakan gigi rack turun naik dengan kecepatan maksimum 0,067 m/s. Diharapkan batang kendali yang menggantung pada sistem transmisi mekanik tidak mengalami turun mendadak baik pada saat naik atau pada saat turun
ANALISA TEGANGAN PIPA PADA INSTRUMENT AIR DALAM SISTEM PEMIPAAN FASILITAS NUKLIR Budi Santoso
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (721.497 KB)

Abstract

PIPE STRESS ANAL YSIS ON THE INSTRUMENT AIR IN NUCLEAR FACILITIES PIPE WORK. Piping stress analysis on Instrument Air System have been performed. Analysis carried out to estimate the provision of sufficient flexibility in the piping system to ensure that the heat expansion and contraction of the pipe is still in the allowable stress range. The stress analysis can be used to determine the location and type of support that will be installed. The stress calculation was carried out utilizing the CAESAR" on the static load of dead weight, operating and therma. With performing the piping stress analysis, the layout (proper pipe routing) of the piping system can be design with the requirements of piping stress and pipe supports in mind the sufficient flexibility for thermal expansion, etc to commensurate with the itended service such as temperatures, pressure, and anticipated loading. ANALISA TEGANGAN PIPA PADA INSTRUMENT AIR DALAM SISTEM PEMIPAAN FASILITAS NUKLIR. Telah dilakukan analisa tegangan pipa sistem instrumen air. Analisis dilakukan untuk memperkirakan pemberian kelenturan yang cukup dalam sistem pemipaan untuk memastikan bahwa ekspansi karena panas dan kontraksi dari pipa masih berada dalam batas tegangan yang diijinka. Disamping itu dari hasil analisis tegangan ini dapat digunakan untuk menentukan letak dan jenis penyangga pipa yang akan dipasang. Analisis dilakukan dengan perangkat lunak CAESAR " pada kondisi pembebanan statik akibat berat mati dan tekanan operasi serta beban termal. Dengan melakukan analisis tegangan pipa, konfigurasi dari sistem pemipaan bisa didesain sesuai dengan persyaratan tegangan pipa dan penyangga. Selain itu konfigurasi pipa harus cukup fleksibel untuk ekspansi termal serta mampu menahan beban operasi seperti subu, tekanan, dan beban lain yang telah diantisipasi akan terjadi sepanjang operasi

Page 1 of 1 | Total Record : 9

 1 

Filter by Year

2013 2013


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 10, No 2 (2016): Nopember 2016 Vol 10, No 1 (2016): Juni 2016 Vol 9, No 01 (2015): juni 2015 Vol 9, No 2 (2015): Nopember 2015 Vol 8, No 2 (2014): Nopember 2014 Vol 8, No 1 (2014): Juni 2014 Vol 3, No 05 (2013): Mei 2009 Vol 2, No 01 (2013): Mei 2008 Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013 Vol 6, No 2 (2012): Nopember 2012 Vol 6, No 1 (2012): Juni 2012 Vol 5, No 2 (2011): Nopember 2011 Vol 5, No 1 (2011): Mei 2011 Vol 4, No 8 (2010): Nopember 2010 Vol 4, No 7 (2010): Mei 2010 Vol 1, No 2 (2007): Nopember 2007 More Issue