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 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013" : 5 Documents clear
ANALISIS KELELAHAN PADA STRUKTUR LANDASAN RANGKA PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X DIGITAL MENGGUNAKAN METODE ELEMEN HINGGA Abdul Jalil; Muhammad Awwaluddin
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (456.088 KB)

Abstract

FATIGUE ANALYSIS ON THE SUPPORT FRAME STRUCTURE OF DIGITAL X-RAY EQUIPMENT USING FINITE ELEMEN METHOD. Fatigue is one of the failure modes on support frame structures that need to be monitored carefully. Fatigue analysis is a method that can be performed to estimate the risk of damage caused repeated load and life of structure or building in receiving such loads. By fatigue analyzing, the risk from fatal damage can be minimized and the structure or building to meet design targets that have been set, including here is structure not to be failed in a variety of working conditions. Analysis was performed by ansys software with 800 N, assumed by ballast load, column, and load on the arm. From the fatigue analysis on the support frame structure, fatigue life maximum is 1e6 cycle, so the design structure can be said safe because its high cycle (infinite cycle).   ANALISIS KELELAHAN PADA STRUKTUR LANDASAN RANGKA PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X DIGITAL MENGGUNAKAN METODE ELEMEN HINGGA. Kelelahan adalah salah satu mode kegagalan pada struktur landasan rangka yang perlu di amati secara cermat. Analisis kelelahan (fatigue) merupakan suatu cara yang dapat dilakukan untuk memperkirakan risiko terjadinya kerusakan yang diakibatkan oleh beban berulang dan usia dari suatu struktur atau bangunan dalam menerima beban tersebut. Dengan melakukan analisis kelelahan (fatigue), risiko timbulnya kerusakan fatal dapat diperkecil dan suatu struktur/bangunan dapat memenuhi target desain yang telah ditetapkan, termasuk disini adalah struktur tidak akan mengalami kegagalan dalam berbagai kondisi kerja. Analisis dilakukan menggunakan software ANSYS dengan pembebanan 800 N, dengan assumsi beban maksimal akibat beban pemberat, kolom, dan beban yang ada di lengan. Dari hasil analisis kelelahan pada struktur landasan rangka didapatkan umur struktur maksimal 1e6, sehingga desain dapat dikatakan aman karena masuk ke dalam high cycle (infinite cycle).
PERBAIKAN DESAIN RLL (RELAY LADDER LOGIC) PENGENDALIAN MOTOR PENGGERAK PINTU SUMBER RADIOAKTIF PADA PEREKAYASAAN PORTAL MONITOR Donny Nurmayady; Dian Fitri Atmoko
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (439.588 KB)

Abstract

DESIGN IMPROVEMENT OF RLL (RELAY LADDER LOGIC) MOTOR CONTROL FOR A RADIOACTIVE SOURCE GATE ON PORTAL MONITOR DEVELOPMENT. Radioactive source gate on Portal Monitor evelopment in Centre of Nuclear Componenets Engineer is moved by electric machine (motor). The movement of this motor is controlled by Programmable Logic Controller (PLC) on RLL language program. RLL program had been designed for a radioactive source gate. This design has been evaluated and presented some program lists can precede each other and produced non sequential events. This non sequential events caused by some undesireable inputs enter to the proses. This undesirable input was activated by physical error and human error. RLL programs sould maintain the process in sequence on software base. In this paper, RLL program will be evaluated by state diagram method’s. RLL program will be re-designed. Design improvement results a sequential event in accordance with stages.  PERBAIKAN DESAIN RLL (RELAY LADDER LOGIC) PENGENDALIAN MOTOR PENGGERAK PINTU SUMBER RADIOAKTIF PADA PEREKAYASAAN PORTAL MONITOR. Penutup sumber radioaktif pada kegiatan perekayasaan portal monitor di Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) digerakkan dengan menggunakan mesin listrik (motor). Pergerakan motor dikendalikan oleh Programmable Logic controller (PLC) melalui bahasa pemrograman RLL. Pemrograman RLL telah dirancang untuk pergerakan motor penutup sumber. Dilakukan evaluasi keberurutan proses (keadaan) terhadap desain pemrograman RLL ini. Hasil evaluasi menunjukan masih ada kemungkinan proses (keadaan) yang saling mendahului dan bekerja tidak sesuai tahapan perekayasaan yang diinginkan. Ketidak berurutan proses ini dapat disebabkan oleh masuknya inputan yang tidak diharapkan dikarenakan kerusakan fisik peralatan input ataupun kesengajaan. Pemrograman RLL seyogyanya mampu menjaga keberurutan proses sistem secara perangkat lunak. Makalah ini membahas mengenai evaluasi desain RLL yang sudah ada dan dilakukan perbaikan desain terhadap desain tersebut. Selanjutnya dilakukan evaluasi terhadap desain pebaikan tersebut. Evaluasi desain pada makalah ini menggunakan metode state diagram. Desain perbaikan memberikan hasil keberurutan (sekuensial) proses (keadaan) sesuai dengan tahapan kegiatan yang diharapkan.
ANALISIS STATIK RANGKA PEMEGANG PERISAI RADIASI PADA ALAT SCINTIGRAPHY MENGGUNAKAN SOFTWARE ANSYS Muhammad Awwaluddin; Edy Purwanta; Kusdi Prijono; Priyono Priyono; Samuel Praptoyo
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (406.245 KB)

Abstract

Radiation shield frame holder is an important part of scintigraphy which is used to support in various operating conditions, so that the strength of the frame must be considered in the manufacturing process and material selection. In this analisis two operational conditions was considered, namely when the position detector towards the bottom (directly above the patient) and at the detector to one side direction, because the conditions have maximum loads on the operational. The analisis process was carried out on the section by giving a static load and simulated in ANSYS software. The purpose of this analisis was to determine the deformation or vector transition and critical areas of the structure that has been created. Analisis result shows that Von Misses stress has maximum of 2.2399 x 107 N/m2 for the position under the direction of the detector with vector shift or deformation value of 0.2626 mm and a maximum Von Misses 2.6452 x 107 N/m2 for the position detector to one side and shift vector or deformation value of 0.25329 mm. Analisis result is expected to be good suggestion to the structure that has been made or will be developed both in the safety and selection of the material.  ANALISIS STATIK RANGKA PEMEGANG PERISAI RADIASI PADA ALAT SCINTIGRAPHY MENGGUNAKAN SOFTWARE ANSYS. Rangka pemegang perisai radiasi merupakan bagian penting dari alat scintigraphy yang berfungsi sebagai peyangga perisai radiasi dalam berbagai kondisi operasionalnya, sehingga kekuataan rangka harus diperhatikan dalam proses pembuatan maupun pemilihan materialnya. Dalam analisis ini ditetapkan dua kondisi operasional yaitu saat posisi detektor kearah bawah (tepat di atas pasien) dan pada saat detektor kearah samping, dikarenakan beban maksimum terjadi pada kondisi operasional tersebut. Proses analisis dilakukan pada kondisi tersebut dengan memberikan beban statik yang disimulasikan dalam software ANSYS. Tujuan analisis ini adalah untuk mengetahui deformasi atau vektor peralihan yang terjadi serta daerah kritis dari struktur yang sudah dibuat. Setelah proses analisis dilakukan maka didapatkan tegangan Von Misses maksimum sebesar 2,2399 x 107 N/m2 untuk posisi detektor kearah bawah, juga didapatkan vektor peralihan/ deformasi sebesar 0,2626 mm serta Von Misses maksimum sebesar 2,6452 x 107 N/m2 untuk posisi detektor kearah samping dan vektor peralihan/ deformasi sebesar 0,25329 mm. Hasil analisis ini diharapkan dapat dijadikan masukkan yang baik untuk struktur yang sudah dibuat maupun yang akan dikembangkan baik dalam proses keselamatan maupun pemilihan material.
PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA Rony Djokorayono; Indarzah Masbatin Putra; Usep Setia Gunawan
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (328.724 KB)

Abstract

Formation material contained in petrochemical reactor composed of ethylene gas, hydrogen gas and diluent, gas once it is processed at a pressure of 32 bar and a temperature of between 60 º C to 100 º C will produce hydrocarbons. The hydrocarbons die in the form of slurry with a density of between 600 gr/dm3 to 1200 gr/dm3, In the uncontrolled process the hydrocarbons will clot and causing reactor operation stopped because clogged by the clot material. In order the material not to clot, it required imaging detection system that describes the condition of the material in the reactor. Nuclear aplication method to describe the condition of the material in the reactor is simply by gluing several gamma detector outside the walls of the reactor and placing a 137Cs gamma sources amid type reactor process. It has been designed a prototype imaging system with the material in the petrochemical reactor gamma ray absorption technique composed of 137Cs gamma radiation source which is placed in the middle of the reactor, while the gamma radiation that comes out of the gamma source detected by a detector located outside the vessel surrounding the process. There are 12 gamma detectors and the gamma radiation intensity received is proportional to the fluctuation of the material contained within the reactor process. The results of measurements of the twelve detectors are processed by computer to be its dynamic state information material in the reactor process, while the profile monitor display measurement results in the form of two-dimensional topography. PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA, Formasi material yang terdapat di dalam reaktor petrokimia terdiri dari gas ethylene, gas hidrogen dan gas diluent, setelah diproses pada tekanan 32 bar dan temperatur antara 60ºC sampai 100ºC membentuk senyawa hidrokarbon. Senyawa hidrokarbon yang terbentuk berupa slurry dengan densitas antara 600 gr/dm3 sampai 1200 gr/dm3, bila hasil prosesnya tidak terkendali maka senyawa hidrokarbon yang terbentuk akan menggumpal, serta menyebabkan operasi reaktor terhenti karena tersumbat oleh material yang menggumpal. Agar material tidak sampai menggumpal diperlukan sistem deteksi pencitraan yang menggambarkan kondisi material di dalam reaktor. Metoda teknik nuklir dapat menggambarkan kondisi material di dalam reaktor hanya dengan menempelkan beberapa detektor gamma di luar dinding reaktor serta menempatkan sebuah sumber gamma di tengah reaktor. Telah dirancang prototip sistem pencitraan material di dalam reaktor petrokimia dengan teknik serapan sinar gamma yang tersusun dari sumber radiasi gamma 137Cs yang ditempatkan di tengah reaktor. Pancaran radiasi gamma dari sumber gamma dideteksi oleh detektor yang berada disekeliling luar bejana proses, yang berjumlah 12 unit detektor gamma. Intensitas radiasi gamma yang diterima akan sebanding dengan fluktuasi material yang terdapat di dalam reaktor. Hasil pengukuran dari ke duabelas detektor, oleh komputer akan diolah untuk memberikan informasi dinamis keadaan material di dalam reaktor dengan profil tampilan monitor hasil pengukuran berbentuk topografi dua dimensi.
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari; Kristiyanti Kristiyanti; Bang Rozali; Beny Syawaludin
Jurnal Perangkat Nuklir Vol 7, No 1 (2013): Juni 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (325.357 KB)

Abstract

THE DESIGN OF RADIATION SHIELDING FOR THE ISOTOPE SOURCE HEAD OF AN EXTERNAL RADIOTHERAPY EQUIPMENT USING Co-60 IN THE “BEAM OFF” POSITION. A design has been created for the radiation shielding for the source head of an external radiotherapy equipment in the “Beam Off” position, namely when irradiation is not being performed. The design includes the materials used for the shielding and their thicknesses. The radiation shielding is required to be able to protect users from exposure from a Co-60 source with an activity of 8000 Ci, by limiting the radiation exposure at the distance of one meter to within the radiation workers’ yearly Dose Limit Value of 50 mSv. The materials considered were lead, depleted uranium, and tungsten. The calculations involved use the method of gamma radiation beam attenuation, using HVL value and transmission methods. In the “beam off” position, the total thickness of the radiation shielding for the up and side directions of the source is 18.6 cm for lead, 5 cm for depleted uranium, and 1.5 cm for tungsten, while for the down direction the thickness is 17.5 cm consisting of lead and 7 cm of depleted uranium.  Perancangan PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER isotop UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF. Telah dirancang suatu perisai radiasi untuk kepala sumber pada pesawat radioterapi eksternal pada posisi “Beam Off”, yaitu waktu tidak sedang dilakukan penyinaran. Rancangan mencakup bahan-bahan yang digunakan untuk perisai radiasi tersebut serta ketebalannya. Perisai radiasi ini diharuskan mampu untuk melindungi pengguna dari paparan sumber radiasi Co-60 beraktivitas 8000 Ci, dengan membatasi paparan pada jarak 1 m hingga kurang dari Nilai Batas Dosis tahunan untuk pekerja radiasi, yaitu 50 mSv. Bahan yang dipertimbangkan adalah timbal, depleted uranium, dan tungsten. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan cara pelemahan berkas radiasi gamma, cara harga HVL dan cara transmisi. Pada posisi beam off, tebal total perisai radiasi arah atas dan samping sumber adalah timbal 18.6 cm , depleted uranium 5 cm dan tungsten 1.5 cm. sedangkan pada arah bawah tebal perisai radiasi adalah timbal 17.5 cm dan depleted uranium 7cm.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 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