SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
EVALUASI KEANDALAN SISTEM VENTING KOLAM DAN SISTEM TEKANAN RENDAH RSG GAS DENGAN METODA POHON KEGAGALAN
Get PDFSistem venting kolam dan sistem tekanan rendahmerupakan sub-sistem dari sistem ventilasi daerah radiasi menengah reaktor RSG GAS. Sistem venting kolamberfungsi untuk mencegah penyebaran kontaminasi yang mungkin terjadi dalam udara kolam reaktor ke dalambalai operasi dan mengembalikan hasil kondensasi uap air ke dalam kolam reaktor. Sistem tekanan rendahberfungsi untuk mempertahankan gradien tekanan di daerah radiasi menengah dan antara daerah radiasimenengah dengan atmosfir ketika terjadi penutupan damper isolasi area dan damper isolasi pengungkung.Makalah ini membahas tentang evaluasi keandalan berfungsinya sistem venting kolam dan sistem tekananrendah dengan menggunakan metoda pohon kegagalan. Evaluasi dimulai dengan melakukan pemahamantentang cara kerja sistem, pembuatan model keandalan sistem, penelusuran data keandalan komponen terkaitdalam sistem, kuantifikasi model berdasarkan data keandalan komponen serta menentukan komponenkomponenyang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan operasi sistem. Dengan menggunakan datagenerik, hasil kuantifikasi memberikan nilai probabilitas untuk ketidaksediaan sistem venting kolam beroperasiketika dibutuhkan sebesar 6.00E-03 dan sistem tekanan rendah sebesar 1.84E-05. Sedangkan ketidakandalansistem venting kolam dalam melaksanakan fungsinya mempunyai nilai probabilitas 1.93E-06 dan sistemtekanan rendah sebesar 1.30E-07. Pada dasarnya laju kegagalan dari komponen-komponen berikut bernilaisangat rendah, namun berdasarkan analisis minimal cut-set dan nilai importance dapat disimpulkan bahwakomponen-komponen yang berpotensi dominan dalam menyebabkan kegagalan sistem venting kolam adalahdamper isolasi KLA60AA01 dan KLA60AA05, dan untuk sistem tekanan rendah adalah dari modul filterKLA41 dan KLA42
RANCANG BANGUN RAK KUPON PEMANTAU KOROSI PADA SISTEM PENDINGIN PRIMER DAN KOLAM ISFSF RSG-GAS
No full textTelah dilakukan perancangan dan pembuatan rak kupon korosi yang akan digunakan untuk memantau pengaruh kualitas air terhadap material tangki kolam reaktor dan kolam ISFSF RSG Siwabessy. Rak kupon korosi yang telah dibuat sebanyak 12 buah, dengan setiap rak kupon tersusun dari 15 buah disk plat tipis dari bahan AlMg3, AlMg2, dan SS304. Enam buah rak terdiri dari rangkaian disk yang disusun secara horizontal dan 6 buah rak yang lain disusun secara vertikal. Setiap disk kupon dirangkai untuk melakukan pemantauan proses korosi uniform (merata), galvanis, dan korosi celah (denting). Material-material yang dipilih dan digunakan untuk membuat disk disesuaikan dengan sistem yang akan dipantau. Material AlMg3 adalah material tangki reaktor, AlMg2 adalah material kelongsong bahan bakar (cladding), dan SS304 adalah material pipa pendingin primer. Pada penelitian ini, ada 2 lokasi yang dimonitor proses korosinya yaitu air di dalam tangki reaktor dan air sistem ISFSF (Interim Spent Fuel Storage Facility). Setiap lokasi direncanakan dimasukkan 3 pasang rak kupon. Satu pasang rak terdiri dari sebuah rak disk horizontal dan sebuah rak disk vertikal. Tiga pasang rak kupon ini bertujuan untuk pemantauan selama 3 tahun, sehingga setiap tahunnya akan diambil dan dievaluasi sepasang rak kupon yang sudah direndam
STUDI LITERATUR, INOVASI FITUR KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR MELALUI PENGGUNAAN TEKNOLOGI FLUIDA NANO SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN
No full textSalah satu fiturkeselamatan reaktor nuklir adalah sistem pendinginan teras dalam keadaan darurat. Pendingin yangdipergunakan adalah air. Hasil studi literatur pada penelitian terdahulu tentang fluida nano, sebagai pendingindalam pendidihan kolam, menunjukkan meningkatnya CHF atau fluk kalor maksimum dan konduktivitas termalsebagai fungsi konsentrasi fluida nano. Peningkatan fluk kalor maksimum juga dialami pada eksperimenrewetting batang panas menggunakan air pada temperatur tinggi sebagai fungsi temperatur awal. Hasil studiliteratur memberikan ide inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir melalui penggunaan teknologi fluida nanosebagai fluida pendingin. Pertimbangan yang diperlukan adalah CHF, konduktivitas termal, pengembanganfluida nano berkelas nuklir, dan kriteria fluida nano yang diperlukan. Aplikasi fluida nano sangat potensialsebagai sebuah inovasi fitur keselamatan reaktor nuklir. Inovasi tersebut perlu dikaji lebih lanjut dalam sebuahpenelitian untuk membuktikan bahwa perbaikan pertukaran kalor pada paska CHF menggunakan fluida nanoakan lebih menjamin proses pendinginan yang lebih cepat
PERTIMBANGAN ERGONOMI PADA PERANCANGAN STASIUN KERJA
No full textFaktor manusiamemegang peranan penting pada dunia industri terutama dalam hal keselamatan instalasi. Kesalahan manusiadapat disebabkan karena rancangan stasiun kerja yang tidak baik. Salah satu aspek penting dalam perancanganstasiun kerja adalah aspek ergonomi. Pertimbangan ergonomi memasukkan aspek kemudahan dan kenyamananpengguna dalam mengoperasikan suatu alat. Makalah ini membahas kajian ergonomi pada perancangan stasiunkerja agar operator merasa mudah dan nyaman dalam melakukan tugasnya. Manusia sebagai pelaku harusmenjadi patokan dalam merancang stasiun kerja sehingga alat yang dibuat menyesuaikan dengan dataantropometri dan perilaku manusia. Untuk itu perlu diketahui data ukuran antropometri dan perilaku manusiadalam bekerja. Dengan memasukkan pertimbangan ergonomi dalam perancangan stasiun kerja maka kesalahanmanusia dalam pengoperasian alat diharapkan secara sistematis menjadi berkurang
KUALITAS UDARA DALAM RUANG KERJA
No full textPrinsip Human Centered Design harus diterapkanpada setiap perancangan instalasi, baik instalasi nuklir maupun konvensional. Pada prinsip ini manusiadiperlakukan sebagai pusat sistem. Karena manusia sebagai pusat sistem, maka semua perancangan sistem kerjadiarahkan pada perancangan yang sesuai dengan manusia itu sendiri. Tujuannya adalah untuk meningkatkanefektifitas kerja dengan tetap memandang manusia sebagai pusat sistem untuk mempertahankan, bahkanmeningkatkan, unsur kenyamanan dan kesehatan serta produktivitas. Kualitas udara dalam ruang kerjamerupakan salah satu faktor yang harus diperhatikan untuk mencapai tujuan itu
PEMODELAN POROS DAN BANTALAN SISTEM TURBIN GAS PADA REAKTOR GARAM CAIR MENGGUNAKAN METODE ELEMEN HINGGA
No full textDari sudut pandang sistem energi danlingkungan, Reaktor Garam Cair (Molten Salt Reactor / MSR) merupakan teknologi reaktor nuklir generasi-IVyang mempunyai kemampuan baik untuk alat pembangkit listrik. Dalam MSR, panas yang diperoleh dari bahannuklir dipindahkan ke sistem pendingin sekunder melalui penukar kalor menggunakan siklus tertutup turbinhelium, dimana helium panas yang dihasilkan diekspansikan melalui turbin untuk menghasilkan daya poros.Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui distribusi tegangan dan tekanan pada poros dan bantalanpada sistem turbin MSR dengan memanfaatkan metode elemen hingga sebagai alat yang sering digunakan untukpenyelesaian persamaan diferensial dalam pemodelan. Dari kurva pemodelan yang diperoleh, dapat diketahuibahwa distribusi tegangan pada poros akan naik apabila aspek rasio meningkat dan tekanan maksimum dalambantalan berada pada posisi 0,7 dengan distribusi tegangan geser menurun
PENGARUH KONFIGURASI IHX TERHADAP EFISIENSI DAN EFEKTIVITAS SISTEM KOGENERASI REAKTOR VHTR
No full textVery High Temperature Reactor (VHTR) atau reaktor bertemperatursangat tinggi adalah salah satu jenis reaktor Generasi IV yang didesain dengan konsep kogenerasi untukpembangkit listrik dan produksi hidrogen. VHTR berpendingin helium dengan temperatur outlet kuranglebih 1000 oC dan bertekanan 7 MPa. Komponen konversi energi yang utama dalam sistem kogenerasi reaktorVHTR adalah Intermediate Heat Exchanger (IHX). Melalui IHX, energi termal dipindahkan dari sistem reaktorke sistem kogenerasi untuk pembangkitan listrik dan proses produksi hidrogen. Nilai efisiensi dan efektivitassistem sangat menentukan keberhasilan desain sistem kogenerasi reaktor VHTR. Dalam makalah ini, disajikanhasil analisis efek konfigurasi IHX terhadap efisiensi dan efektivitas sistem kogenerasi reaktor VHTR. Sistemkogenerasi reaktor VHTR difokuskan pada keperluan untuk pembangkitan listrik dan produksi hidrogen. Adatiga konfigurasi sistem kogenerasi reaktor VHTR yang dianalisis, yaitu: konfigurasi dengan siklus pembangkitlistrik secara langsung tanpa Secondary Heat Exchanger (SHX), konfigurasi sistem pembangkit listrik secaralangsung dengan SHX, dan konfigurasi sistem pembangkit listrik secara tak langsung. Hasil analisismenunjukkan bahwa efisiensi tertinggi terjadi pada konfigurasi dimana pembangkit listrik dipasang secaralangsung dengan SHX dan IHX dipasang secara paralel dengan Plant Heat Exchanger (PHX). Pada konfigurasiketiga yaitu konfigurasi pembangkit listrik secara tak langsung, walaupun efisiensinya rendah namunefektivitasnya tinggi. Namun demikian, konfigurasi ketiga ini dimana pembangkitan listrik dilakukan secara taklangsung berpeluang untuk desain sistem yang lebih kompak
PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1
Get PDFPENENTUAN 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 pendidiha
PENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI
Get PDFPENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI. Hidrogen adalah molekul penting untuk energi dan pangan. Penggunaan hidrogen untuk energi dapat mengatasi sekaligus dua masalah, yaitu susutnya cadangan bahan bakar minyak dan pemanasan global. Di bidang pangan, hidrogen dibutuhkan sebagai bahan baku pembuatan amonia untuk pupuk nitrogen. Senyawa yang mengandung hidrogen dengan kelimpahan tinggi dan murah adalah air. Sumber energi primer diperlukan untuk merengkah molekul air dan menghasilkan hidrogen. Sumber energi potensial untuk tujuan tersebut adalah nuklir. Melalui sistem kogenerasi, reaktor nuklir gen-IV (generasi IV) merupakan sumber kalor strategis untuk produksi hidrogen dari air karena sifat gen-IV yang berkelanjutan dan mampu menghasilkan kalor temperatur tinggi dengan sistem keselamatan melekat yang andal. Tujuan makalah ini adalah menentukan kapasitas produksi hidrogen dari perengkahan air berdasarkan distribusi kalor RGTT (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) Kogenerasi. Dua teknik termokimia perengkahan air, yaitu siklus-SI (Sulfur-Iodium) dan siklus-I (Iodium) disimulasikankan dengan Aspen HYSYS. Hasil simulasi menunjukkan bahwa kalor 200 MW dari RGTT200K yang teralokasikan untuk produksi hidrogen adalah 59 MW. Daya kalor tersebut setara dengan laju produksi hidrogen 683 kg/jam (siklus-SI) atau 1.054 kg/jam (siklus-I). Siklus-SI dan siklus-I berada pada tahap pengembangan skala laboratorium dan ditujukan untuk produksi hidrogen dari air dengan energi nuklir tanpa pasokan gas alam.Kata Kunci : hidrogen, energi, pangan, reaktor nuklir, kogeneras
ANALISIS PENGARUH UKURAN BUTIR KARBON AKTIF TERHADAP ADSORPSI GAS N2 DAN O2 PADA KONDISI KRIOGENIK
Get PDFANALISIS PENGARUH UKURAN BUTIR KARBON AKTIF TERHADAP ADSORPSI GAS N2 DAN O2 PADA KONDISI KRIOGENIK. RGTT200K merupakan reaktor generasi IV yang panasnya dimanfaatkan sebagai pembangkit listrik dan produksi hidrogen. Dalam sistem pengoperasian RGTT 200K, helium sebagai pendingin di prediksikan mengandung beberapa pengotor diantaranya adalah H2O, CO2, CO, CH4, N2, O2, H2. Oksigen dan nitrogen merupakan salah satu jenis pengotor yang harus dipisahkan dari pendingin helium karena berpotensi terhadap degradasi sistem struktur dan komponen. Karbon aktif merupakan salah satu kandidat adsorben yang mempunyai kemampuan memisahkan gas N2 dan O2 pada pendingin RGTT 200K. Oleh karena itu dilakukan analisis pengaruh ukuran butir karbon aktif terhadap adsorpsi gas N2 dan O2 pada kondisi kriogenik dengan tujuan untuk mengetahui pengaruh ukuran butir karbon aktif terhadap kapasitas adsorpsi karbon aktif dengan pemodelan unit adsorpsi Langmuir. Analisis dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak ChemCad. Hasil analisis menunjukkan bahwa ukuran butir mempunyai pengaruh yang signifikan. Kenaikan ukuran butir dari 0,5 mm sampai 10 mm akan menurunkan kapasitas serap oksigen dan nitrogen dari 1,12 gr/sec menjadi 0,2821 gr/sec terjadi penurunan sebesar 74,8125 % . Dengan ukuran butir 0,5 mm, mempunyai kapasitas adsorpsi paling maksimal. Namun pada ukuran butir semakin kecil maka presure drop nya semakin tinggi.Kata Kunci : Adsorpsi, Ukuran Butir, Karbon Aktif, Kriogeni