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
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 11, No 20 (2018): April 2018" : 6 Documents clear
ANALISA PROSES PENGOPERASIAN ALAT PENGHANCURAN DAN PENGAYAKAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 100 DI INSTALASI PEMURNIAN DAN KONVERSI (PCP) Triarjo Triarjo Triarjo; Putra Oktovianto Oktavianto; Edy Muljono Muljono
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAKInstalasi Pemurnian dan Konversi (Pilot Convertion Plant / PCP) adalah instalasi proses pembuatan yellow cake menjadi serbuk UO2. Pada awal proses instalasi pemurnian dan konversi, bahan baku yellow cake yang digunakan masih berupa batuan padat yang berasal dari hasil tambang. Untuk dapat di proses menjadi serbuk UO2, maka batuan yellow cake harus dihancurkan (crushing) dan diayak (sieving) sampai halus hingga terbentuk serbuk yellow cake dengan ukuran ≤ 5 mm. Penghancuran dan pengayakan batuan yellow cake ini di proses di seksi 100 pada Instalasi Pemurnian dan Konversi (PCP). Proses yang dilakukan semuanya berada didalam Glove Box (GB-101) agar tidak terjadi kontaminasi di ruang kerja. Didalam Glove Box 101 telah diatur tekanannya sesuai batas kondisi operasi (BKO) sebesar -5 mmH2O sampai dengan -15 mmH2O menggunakan pressure switch pneumatic. Penghancuran (crushing) yellow cake pada seksi 100 menggunakan Jaw Crusher (FC-101) dan pengayakan (sieving) menggunakan Vibrosieve (V-101). Hasil dari proses ini adalah sebuk yelow cake berukuran ≤ 5 mm sehingga siap dikirim seksi 300 untuk dilakukan pelarutan menggunakan asam nitrat pekat. Dari analisa proses pengoperasian alat penghancuran dan pengayakan yellow cake, bahwa ada beberapa faktor yang mempengaruhi jumlah produk yang dihasilkan, salah satunya adalah pelannya putaran rotary valve yang menyebabkan pengumpanan yellow cake menjadi sedikit.Kata kunci : crushing, sieving, yellow cakeAbstrackThe Pilot Conversion Plant (PCP) is the installation productions of UO2 powder from yellow cake powder. At the beginning of the process of the refinery and conversion installation of yellow cake, raw material used is still a solid rock that comes from the mine. To be processed until can produce UO2 powder, so yellow cake rock needs to go through crushing and sieving until its powder particle has a size ≤ 5 mm .This yellow cake will be crushing and sieving in section 100 on refinery Installation and conversion (PCP). The all process is done in the Glove box (GB-101) to prevent areal contamination. The pressure inside the glove box is maintained at the level of between -5 mmH2O to -15 mmH2O of used pressure switch pneumatic to fulfil safety requirement suitable at limit of operating conditions (BKO). The crushing of yellow cake at section 100 uses Jaw Crusher (FC-101) and sieving uses vibrosieve (V-101). The resulting fine this process is yellow cake powder with size until ≤ 5 mm and ready to be dissolved with concentrated nitric acid in section 300. An observation on the operation process of yellow cake crushing and sieving tools, that there are several factors that influence the amount of product produced, one of which is the rotary valve rotation too slow that causes yellow cake feeding to be less. Keywords: crushing, sieving, yellow cake
TINJAUAN UJI PASCA IRADIASI BAHAN BAKAR JENIS PEBBLE BED DI INSTALASI RADIOMETALURGI Antonio Gogo Antonio Gogo Gogo
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (779.546 KB)

Abstract

ABSTRAKDalam rangka menyongsong program pembangunan dan pengembangan pabrikasi bahan bakarReaktor Daya Eksperimental RDE (HTGR) maka dipandang perlu melakukan tinjauan terkait ujipasca iradiasinya di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Hasil tinjauan ini diharapkan dapat menjadimasukan untuk kesiapan IRM melakukan uji pasca iradiasi terhadap bahan bakar RDE jenisPebble Bed. Fasilitas uji pasca iradiasi di IRM memungkinkan untuk penyediaan data unjuk kerjabahan bakar RDE, dengan beberapa hal yang menjadi perhatian, yaitu: penetapan desain kapsuluji untuk fuel compacts dan pembongkarannya di hot cell, penanganan coated fuel particles di hotcell dengan sistem vakum, penggunaan kamera dengan pendukungnya yang didesain khususuntuk coated fuel particles agar pengaruh radiasi gamma seminimal mungkin serta dilengkapimekanisme penempatan sampel, gamma spektrometer dengan mekanisme penempatan khususcoated fuel particles di depan kolimator. Terkait lisensi, alat uji ketahanan fuel compacts (simulasikecelakaan) seperti CCCTF atau KÜFA memerlukan hot cell khusus yang dapat dibangun dibasement gedung IRM. Observasi terhadap distribusi produk fisi pada penampang lintang coatedfuel particles dapat dilakukan dengan SEM dan EPMA, yang dirancang khusus untuk materialteriradiasi. Energi dispersif spektroskopi sinar-x atau panjang gelombang dispersif spektroskopisinar-x untuk analisis unsur.Kata kunci: RDE, bahan bakar nuklir pebble bed, uji pasca iradiasi, Instalasi Radiometalurgi.ABSTRACTIn order to meet the development program of the Experimental Power Reactor (RDE-HTGR) fuelfabrication, it is deemed necessary to conduct a review of the post irradiation examination atRadiometalurgy Installation (RMI). The results of this review are expected to be a suggention formanagement of RMI in preparation for the post-irradiation examination of RDE fuels Pebble Bed.The post-irradiation examination facility enable for the provision of RDE fuel performance data,with several points of concern: determine of the design of test capsule for fuel compacts anddisassembly in hot cells, handling of coated fuel particles in a hot cell with a vacuum system, useof the camera with its supporters specially designed for coated fuel particles to minimize theeffect of gamma radiation as well as equipped with sample placement mechanism, gammaspectrometer with special placement mechanism of coated fuel particles in front of collimator.Related to the licenses, fuel compacts durability testing devices such as CCCTF or KÜFArequired specic hot cells that can be built in the basement of the IRM building. Observations onthe distribution of fission products at cross sectional coated fuel particles can be done with SEMand EPMA, specifically designed for irradiated materials. X-ray dispersive energy spectroscopy orwavelength dispersive x-ray spectroscopy for elemental analysis.Keywords: Experimental Power Reactor, pebble bed fuel, post irradiatioan examination,Radiometallurgy Installation
KONTROL PARAMETER PADA PROSES PEMEKATAN SEKSI 600 DI INSTALASI PEMURNIAN DAN KONVERSI (PCP) Putra Oktavianto Oktovianto; Anne Ariyanita Ariyanita; Ade Saputra Saputra
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (605.522 KB)

Abstract

ABSTRAKProses pemekatan larutan uranil nitrat telah dilakukan dalam evaporator E-601 di seksi 600. Proses Pemekatan dilakukan dengan cara memanaskan larutan Uranil Nitrat (UN) menggunakan uap panas (steam) sampai densitasnya tercapai 1,27 Kg/l, setara dengan kadar uranium sebesar 200 gU/l. Selama proses berlangsung ada beberapa parameter yang harus dijaga agar hasil yang diinginkan dapat tercapai. Parameter tersebut antara lain suhu uap panas (steam) masuk untuk memanaskan evaporator E-601, suhu dalam evaporator E-601 untuk menguapkan larutan Uranil Nitrat (UN) ,volume larutan Uranil Nitrat (UN) dalam evaporator E-601 sebagai tempat terjadinya proses pemekatan, dan juga densitas larutan Uranil Nitrat (UN) hasil proses pemekatan. Selama 480 menit berjalannya proses, Uranil Nitrat (UN) umpan yang dipekatkan sebanyak 316,3 liter dan didapatkan larutan Uranil Nitrat (UN) hasil proses pemekatan sebanyak 48,6 liter. Dengan pengontrolan parameter - parameter tersebut selama proses, didapatkan larutan Uranil Nitrat (UN) pekat dengan kadar uranium mencapai ±188 gU/l. Kadar uranium tersebut telah memenuhi kriteria yang dibutuhkan pada proses pengendapan seksi 900.Kata kunci : operasi, pemekatan, uranil nitrat, uap panas (steam), densitas, evaporatorABSTRACK This concentration process of Uranyl Nitrate solusion is performed in the evaporator E-601 in section 600. The concentration process is done by heating the Uranil Nitrate (UN) solution using steam until the density is reached 1.27 Kg / l so that the uranium level can reach 200 gU / l. During the process there are several parameters that must be maintained so that the desired results can be achieved. These parameters include the temperature of the feed of steam to heat the evaporator E-601, the temperature internal in the evaporator E-601 to evaporate the Uranil Nitrate (UN) solution, the volume of Uranil Nitrate (UN) solution in the evaporator E-601 as the room of the concentration process, and also density the Uranil Nitrate (UN) solution the results of the concentration process. During the 480 minute process, the feed of Uranil Nitrate (UN) was concentrated as much as 316.3 liters and obtained 48.6 liters of Uranil Nitrate (UN) solution from the concentration process. With controlling the parameters during the process, obtained also concentrated Uranil Nitrate (UN) solution with uranium level reaching ± 188 gU / l. The uranium level has fullfilled the criteria required of the precipitation process in section 900.Keywords: operation, concentration, uranil nitrat, steam, density, evaporator
ANALISIS KADAR THORIUM SECARA TITRIMETRI MENGGUNAKAN TITRAN HEDTA DAN INDIKATOR SPADNS Ngatijo Ngatijo Ngatijo; Lilis Windaryati Lilis WIndaryati Lilis Windaryati; Pranjono Pranjono Pranjono; Torowati Torowati Torowati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (268.646 KB)

Abstract

ABSTRAKTelah dilakukan analisis kadar thorium dengan metoda titrimetri menggunakan titran HEDTA dan indikator SPADNS dengan tujuan untuk mengetahui nilai presisi dan akurasi hasil analisis thorium dalam konsentrasi rendah (mg/L). Larutan analit yang digunakan adalah larutan standar thorium dengan konsentrasi 1000 mg/L. Analisis dilakukan dengan mengatur pH larutan analit antara 2,0 – 3,0 dengan menambahkan larutan NaOH 1 M dan indikator Dihydroxy-2-(4-sulfophenylazo)-naphthalene-3,6-disulfonic acid trisodium salt (SPADNS). Selanjutnya dilakukan titrasi menggunakan larutan N-(2-hydroxyethyl) ethylenediamine-N,N’,N’-triacetic acid (HEDTA) 0,01 M sampai titik akhir yang ditandai dengan perubahan warna larutan dari violet menjadi scarlet. Dari hasil analisis larutan standar thorium 1000 mg/L dengan volume analit 25 mL (25 mg Th) konsentrasi thorium terukur sebesar 955,177 mg/L dengan deviasi standar (SD) sebesar 20,124 mg/L, RSD sebesar 2,107% serta akurasi sebesar 4,482%. Sedangkan hasil analisis dengan volume analit 10 mL (10 mg Th) konsentrasi thorium terukur sebesar 976,720 mg/L, SD sebesar 7,458 mg/L, RSD sebesar 0,764% dan akurasi sebesar 2,286%. Hasil analisis thorium secara titrimetri dengan analit mengandung 10 mg Th lebih presisi dan mempunyai akurasi yang lebih tinggi dibandingkan dengan analit mengandung 25 mg Th.Kata Kunci : Kadar Thorium, titrimetri, presisi, akurasiABSTRACTThorium content was analyzed by titrimetric method using HEDTA as titrant and SPADNS indicator to know precision value and accuracy of thorium analysis result in low concentration (mg/L). Analytical solution used is thorium standard solution 1000 mg/L. The analysis was performed by adjusting the pH of the analytical solution between 2.0 - 3.0 by adding 1 M NaOH solution and the Dihydroxy-2- (4-sulfophenylazo) -naphthalene-3,6-disulfonic acid trisodium salt (SPADNS) indicator. The titration was then carried out using 0.01 M ethylenediamine-N, N ', N'-triacetic acid (HEDTA) solution until the end point marked by the color change of the solution from violet to scarlet. From the analysis of standard thorium solution 1000 mg/L with the analytical solution volume of 25 mL (25 mg Th) measured thorium concentration of 955.177 mg/L with standard deviation (SD) of 20.124 mg/L, RSD of 2.107% and accuracy of 4.482%. While the result of analysis with 10 mL analytical solution volume (10 mg Th) thorium concentration measured equal to 976,720 mg/L, SD equal to 7,458 mg/L, RSD equal to 0,764% and accuracy equal to 2,286%. Thorium analysis results with titrimetric with analytical solution containing 10 mg Th more precision and has a higher accuracy than analytical containing 25 mg Th.Keywords: Thorium content, titrimetric, precision, accuracy
UJI FUNGSI ALAT ONH-2000 ELTRA PENGANALISIS KADAR OKSIGEN, NITROGEN DAN HIDROGEN DALAM PADATAN ANORGANIK Mujinem Mujinem Mujinem; Deni Mustika Deni Mustika Mustika; Munisatun Sholikhah Solikhah; Siti Aidah Aidah
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (577.975 KB)

Abstract

ABSTRAKTelah dilakukan uji fungsi alat ONH-2000 Eltra untuk menentukan kadar oksigen, nitrogen dan hidrogen (ONH) dalam padatan anorganik, bertujuan untuk memastikan bahwa alat ONH-2000 Eltra yang baru dimiliki berfungsi dengan baik dan siap untuk analisis. Uji fungsi alat ONH-2000 Eltra, meliputi : uji fungsi perangkat lunak pengendali kerja peralatan ONH-2000 Eltra, uji fungsi sistemik analisis jalur mode ON & jalur mode OH dan uji kehandalan alat. Uji fungsi perangkat lunak pengendali kerja peralatan ONH-2000 Eltra dilakukan dengan cara menjalankan aplikasi Uni untuk masuk ke dalam jendela kerja ONH-2000 Eltra kemudian mengamati respon instrumen maupun sub sistem saat dikontrol oleh perangkat lunak. Uji fungsi sistemik analisis jalur mode ON & jalur OH dilakukan dengan melakukan analisis terhadap spesimen stainless steel untuk memastikan bahwa perangkat lunak dan sistem peralatan ONH-2000 Eltra terintegrasi dengan baik mulai dari awal hingga diperoleh data analisis kadar oksigen-nitrogen dan oksigen-hidrogen. Uji kehandalan alat dilakukan dengan cara menganalisis bahan standar ON in steel dan H in steel, O = (208±6)ppm, N = (257±5)ppm menghasilkan data sebagai berikut : O = (204,4; 211,6; 205,9)ppm dan N= (255,3; 260,1; 258,4)ppm, rerata kadar analit dalam bahan standar adalah: O = (207,3±3,7)ppm, N = (257,9±2,4)ppm. Analisis standar H in steel, H = (5,8±0,3)ppm, menghasilkan data sebagai berikut: H = (6,1; 5,9; 6,1)ppm, rerata kadar analit H = (6,0±0,1)ppm. Hasil analisis bahan standar menunjukkan bahwa rerata data-data tersebut masuk dalam spesifikasi keberterimaan, sehingga dapat disimpulkan bahwa alat ONH-2000 Eltra sudah berfungsi dengan baik dan siap untuk analisis kadar oksigen, nitrogen dan hidrogen dalam padatan anorganik.Kata Kunci : analisis ONH, anorganik, konduktivitas panas,kendali kualitas.ABSTRACTFunctional testing of Eltra ONH-2000 oxygen, nitrogen and hydrogen analyzer in an inorganic solid had been performed to verify its analytical functions against standard materials. The testing consisted of: (1) functional testing of controller software, (2) functional testing of ON and OH mode channels, and (3) reliability testing. The functional testing of controller software was done by running Uni application for Eltra ONH-2000. Responses of the instrument and its subsystems were recorded. The functional testing of ON and OH mode channels was done by performing an analysis on a stainless steel specimen. Data of oxygen-nitrogen and oxygen-hydrogen contents of the specimen were obtained to show that the mode channels were integrated with the instrument. The reliability testing was conducted twice. The first one was against a standard material of “ON in steel” with O = (208±6)ppm and N = (257±5)ppm. The second one was against a standard material of “H in steel” with H = (5.8±0,3)ppm. The testing produced results as follows: O = (204.4; 211.6; 205.9) ppm, N= (255.3; 260.1; 258.4)ppm, and H = (6.1; 5.9; 6.1) ppm. Those results were within the acceptance criteria, so that if can be concluded that the Eltra ONH-2000 was functioning well and ready to be used to analyze oxygen, nitrogen, and hydrogen contents in an inorganic solid.Keyword : ONH Analysis, Anorganic, Heat Conductivity, Quality Control
KESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM Sjafruddin Sjafruddin Sjafruddin
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (328.591 KB)

Abstract

ABSTRAKKESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM. Suatu kegiatan keselamatan radiasi dalam penanganan limbah radioaktif radiasi tinggi dari hotcell IRM secara tidak biasa telah dilakukan untuk melindungi personil dari bahaya radiasi. Penanganan limbah yang berdasarkan prosedur normal dilakukan secara remote menggunakan waste lift drum, kali ini dilakukan secara manual melalui hotcell service area sehingga berpotensi terhadap bahaya radiasi dan kontaminasi pada personil dan daerah kerja. Untuk tujuan perlindungan personil, maka aturan dan metoda penanganan limbah dilaksanakan secara ketat dengan menerapkan prinsip-prinsip proteksi radiasi berdasarkan pada kondisi daerah kerja, potensi bahaya yang ada dan teknik penanganan limbah. Dari kegiatan ini telah berhasil ditangani 10 item limbah radioaktif, yaitu 7 item berbentuk kemasan drum limbah dan 3 item limbah radioaktif kemasan kontainer Pb dengan tingkat paparan radiasi permukaan 0,050 – 4,500 mSv/jam. Dosis radiasi harian tertinggi yang diterima personil saat penanganan limbah sebesar 38,52 6 menit. Tidak ada personil yang terkontaminasi eksterna maupun interna, tetapi kontaminasi pada lantai green house sekitar area penanganan limbah mencapai 86,50 Bq/cm2 yang melampaui batas keselamatan 37 Bq/cm2 untuk radiasi-alas lantai plastik green house. Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa penanganan limbah radiasi tinggi dari hotcell yang berisiko tinggi dapat terlaksana dengan sukses tanpa ada risiko bahaya radiasi pada personil dan daerah kerja.Kata kunci: keselamatan radiasi, limbah radiasi tinggi, hotcell.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2018 2018


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue