SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK
Get PDFANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK. Analisis tegangan pipa merupakan metoda yang tepat untuk memberikan jaminan bahwa sistem pipa instalasi dapat bekerja aman. Tujuan dilakukannya analisis tegangan adalah untuk memastikan bahwa beban-beban yang bekerja tidak melebihi batas tegangan maksimal seperti yang diatur oleh code dan standar khususnya pada daerah belokan pipa hot leg. Sebagai akibat dari pembelokan arah aliran air pendingin primer di belokan pipa maka aliran air terbagi yang menyebabkan terjadinya pusaran air, kavitasi dan getaran. Hal ini mengakibatkan tegangan yang ditahan oleh pipa pada daerah belokan besar. Setelah dilakukan analisis dan perhitungan diperoleh bahwa besar tegangan akibat aliran air tanpa efek termal mencapai 86 MPa dalam arah tangensial sedangkan jika efek termal diberikan dengan temperatur lebih dari 3210 C diperoleh nilai tegangan maksimum hingga 175,8 MPa. Dari hasil perbandingan perhitungan syarat batas yang diperoleh menunjukkan bahwa pipa hot leg dengan sudut belok 510 adalah sangat aman untuk dioperasikan.Kata Kunci : analisis tegangan, hot leg, belokan perpipaan, mekanika teknik
ANALISIS THERMAL-FLOW RGTT DENGAN PROGRAM THERMIX
No full textANALISIS THERMAL-FLOW RGTT DENGAN PROGRAM THERMIX. Analisis 2 dimensi (2D) diperlukan untuk mempelajari karakteristik thermal-flow reaktor di dalam kondisi tunak. Dibandingkan dengan code termal-hidraulik 3D yang telah mapan ATTICA3D (Advanced Thermal Hydraulics Tool for In-vessel & Core Analysis in 3D), code analisis sistem 2D yang baru THERMIX, yang dikembangkan oleh IKE dari University of Stuttgart berbasis TH2D, digunakan untuk melakukan kalkulasi dan analisis thermal-flow RGTT kondisi tunak. Suatu kalkulasi 2D untuk kondisi tunak diterapkan pada dasarnya untuk menunjukkan kemampuan simulasi 2D dari THERMIX, yang akan sangat bermanfaat pada tahap desain selanjutnya untuk konseptual desain RGTT. Berdasarkan perhitungan pada distribusi daya, perbandingan kalkulasi dua dimensi antara ATTICA3D dan THERMIX menunjukkan bahwa hasil-hasil utama yang meliputi penurunan tekanan dan distribusi temperatur berada dalam kesesuaian yang baik. Hasil simulasi 2D yang ditunjukkan dalam makalah ini masih hasil awal, dan pekerjaan penelitian lebih lanjut, seperti perbandingan dengan data eksperimental atau dengan beberapa code CFD komersial, perlu dilaksanakan dalam rangka untuk memvalidasi lebih lanjut code THERMIX dan mempelajari karakteristik 2D dari RGTT di masa mendatang.Kata Kunci : thermal-flow, RGTT, THERMIX, ATTICA3D, kondisi tuna
EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA
Get PDFEVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA. Dari aspek keselamatan, Sistem Proteksi Reaktor (RPS) adalah sistem paling vital dalam reaktor nuklir. Pada reaktor generasi lama sistem tersusun dalam rangkaian komponen-komponen analog. Namun, mengikuti perkembangan teknologi elektronika yang pesat belakangan ini, teknologi analog telah ditinggalkan dan digantikan dengan teknologi digital yang sangat praktis, akurat, andal dan mempunyai respons cepat. Pada beberapa reaktor nuklir generasi lama, sistem I&K terkait keselamatan (khususnya RPS) analog juga telah dimodifikasi dengan menggunakan teknologi digital. Sebagai sebuah sistem yang sangat penting dan vital, RPS harus dievaluasi secara menyeluruh untuk menjamin dan memastikan keandalannya. Evaluasi RPS analog sudah banyak dilakukan pada dengan menggunakan teknik evaluasi keandalan tradisional. Akan tetapi, karena aplikasi teknologi digital dalam RPS modern relatif baru, evaluasi keandalan sistem ini masih terbatas dan pada umumnya dilakukan oleh para pengembang sistem itu sendiri. Dalam makalah ini dilakukan evaluasi sistem RPS digital pada reaktor daya tipe PWR dengan menggunakan metoda evaluasi keandalan tradisional yang bersifat kualitatif, yaitu metoda Failure Mode and Effect Analysis (FMEA). Sebagai objek, diambil Sistem Proteksi Reaktor digital rancangan Korea Selatan. Ada 8 komponen atau modul yang dievaluasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengkaji atau menyelidiki modus kegagalan yang mungkin terjadi pada masing-masing modul. Dari setiap modus kegagalan, diselidiki penyebab potensial kegagalan tersebut. Selanjutnya dipertimbangkan dampak kegagalan (baik secara lokal maupun terhadap sistem), metoda pendeteksian kegagalan dan tindakan mitigasi yang diperlukan. Hasil evaluasi ditabulasikan dalam bentuk format standar FMEA (Tabel 3).Kata Kunci : Evaluasi Keandalan, FMEA, RPS Digita
STUDI PERHITUNGAN FAKTOR ORGANISASIONAL TERHADAP PENINGKATAN KINERJA KESELAMATAN INSTALASI NUKLIR
No full textPada 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
IDENTIFIKASI MIKROBA AIR LAUT DI UJUNG GRENGGENGAN SEMENANJUNG MURIA
No full textTelah dilakukan karakterisasi mikroba air laut Ujung Grenggengan yang berlokasi di SemenanjungMuria. Lokasi sampel berjarak 7 km dari pantai dengan kedalaman air 4,5 m. Tujuan penelitian adalah untukmengidentifikasi mikroba air laut di Ujung Grenggengan, kawasan pantai laut Muria. Identifikasi dilakukandengan metode isolasi mikroba, analisis kandungan unsur-unsur kimia, dan mengukur faktor fisiko-kimia airlingkungan terhadap sampel air laut. Dari hasil identifikasi mikroba air laut di Ujung Grenggengan diperolehbahwa jumlah koloni bakteri pereduksi sulfat Desulfomonas pigra adalah 2x104 cfu/ml, bakteri patogenStaphylococcus aures < 106 cfu/ml, dan jamur Aspergillus ustus < 106 cfu/ml. Kandungan unsur-unsur logamyang teridentifikasi antara lain: Ca, Mg, K, Na, Ci- , SO42- , HCO32- dan Br- yang ditemukan dalam sampel airlaut akan menjadi sumber pembentukan kerak pada bagian dalam pipa atau permukaan luar komponen logam.Adanya kandungan bakteri pereduksi sulfat disertai dengan kadar sulfat yang relatif tinggi dalam sumber airbaku untuk pasokan PLTN perlu diantisipasi
MODIFIKASI KOPLING FLEKSIBEL ARAH VERTIKALUNTUK MEMULIHKAN KINERJA MESIN MILLING
Get PDFMODIFIKASI KOPLING FLEKSIBEL ARAH VERTIKAL UNTUK MEMULIHKAN KINERJA MESIN MILLING. Sub bidang Fasilitas Uji Mekanik Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) mempunyai salah satu tugas dan fungsi melakukan pengoperasian, perawatan, perbaikan serta pengembangan peralatan elektromekanik. Pada tahun 2014 kegiatan Sub bidang Fasilitas Uji Mekanik terfokus pada upaya peningkatan kinerja mesin milling. Kegiatan ini terbagi menjadi dua bagian yaitu dari sisi mekanik dengan menambahkan kopling fleksibel arah vertikal dan dari sisi kelistrikan dengan melakukan evaluasi sistem kelistrikan pada mesin milling. Pada kegiatan penambahan kopling fleksibel arah vertikal, kegiatan diawali membuat perancangan modifikasi kopling fleksibel arah vertical yang dapat diaplikasikan pada mesin. Selanjutnya dilakukan analisis terhadap hasil rancangan tersebut menggunakan software CATIA sebelum dilakukan fabrikasi hasil rancangan. Fabrikasi modifikasi kopling fleksibel arah vertikal dilakukan mengacu dari hasil analisis yang telah dilakukan dan disimpulkan rancangan tersebut aman untuk diaplikasikan pada mesin milling. Tahapan selanjutnya adalah uji coba dengan cara mengaplikasikan hasil fabrikasi ke mesin milling dan dilakukan evaluasi terhadap kelayakan pemakaian kopling fleksibel. Hasil uji coba menunjukkan kopling fleksibel dapat berfungsi dengan baik dan benar pada mesinmilling sehingga mesin milling siap untuk mendukung kegiatan penelitian.Kata kunci: mesin milling, modifikasi, kopling fleksibel arah vertikal
STUDI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN TEKNOLOGI MEMBRAN
No full textPemanfaatan teknologi nuklir menghasilkan limbah radioaktif yang harus dikelola supaya tidak mencemarilingkungan dan masyarakat, diantaranya dengan teknologi membran, khususnya untuk pengolahan limbahradioaktif cair. Studi ini akan membahas teknologi membran untuk mereduksi limbah radioaktif cair supayavolumenya menjadi kecil sehingga memudahkan pengelolaan selanjutnya. Proses pengolahan limbah denganmembran bekerja dengan cara pemisahan patikel pengotor termasuk partikel radioaktif berdasarkan besarnyadiameter partikel, atom-atom maupun ion-ion radioaktif yang terlarut bersama air. Pemisahan air dengan partikelradioaktif ini berdasarkan diameter parikel yang terlarut. Partikel yang terlarut dapat berukuran mikrometer,ultrameter maupun nanometer, untuk pemisahan partikel mikro dengan membran mikrofiltrasi, untukmemisahkan partikel ultra dengan membran ultrafiltrasi sedang yang berukuran nano dengan membrannanofiltrasi dan ion-ion dapat dipisahkan dengan membran sistem Reverse Osmosis (RO)
UJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI
Get PDFUJI KONDISI MOTOR AC 3-FASA PADA MESIN UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN TEKNIK VIBRASI. Sebagai salah satu metode on-line condition monitoring, analisis vibrasi sangat berperan guna meningkatkan sistem monitoring dan evaluasi keselamatan di reaktor nuklir, salah satunya untuk uji kondisi pada rotating machine yang ada di reaktor nuklir. Telah dilakukan pengujian vibrasi pada komponen motor AC 3-fasa pada rangkaian Untai Uji BETA yang terdapat di laboratorium Untai Uji Thermohidrolika Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) sebagai salah satu contoh miniatur sistem pendingin reaktor nuklir. Hasil dari penggunaan sensor vibrasi adalah diperolehnya sinyal keluaran Fast Fourier Transform (FFT) sehingga dapat diketahui kelayakan motor tersebut apakah masih dalam standar kecepatan vibrasi yang tercantum dalam ISO10816. Metoda kajian dalam makalah ini adalah dengan mengujikan pada kedua kondisi motor tersebut dalam kondisi operasi, yang kemudian dilakukan pembacaan sinyal Fast Forier Transform (FFT) dengan mengkonversikan nilai percepatan yang tercatat pada PCI – DSA NI 4551 dalam dB menjadi m/s2 dan juga mengkonversikan nilai percepatan ke kecepatan (v). Hasil percobaan vibrasi pada motor 1 dan 2 menunjukkan bahwa motor 1 cenderung stabil berdasarkan bentuk grafik, sementara motor 2 walaupun menimbulkan kebisingan, namun dari hasil konversi kecepatan vibrasi menurut acuan standar ISO 10816 masih termasuk motor dalam kondisi baik. Hasil di atas menunjukkan bahwa kondisi suatu motor tidak cukup hanya dinilai dari suaranya yang bising, namun perlu diuji terlebih dahulu dengan analisis vibrasi
DISAIN SUPPORT MOTOR STEPPER UNTUK OTOMATISASI MESIN BUBUT MENGGUNAKAN SOFTWARE CATIA V5 R 18
No full textTelah dilakukan perancangan support eretan atas dan lintang mesin bubut dalam rangka otomatisasi mesin bubut, yang saat ini pegoperasiannya masih manual. Otomatisasi mesin bubut ini bertujuan untuk mempermudah dan mengefisiensikan kerja pembubutan, sehingga ketepatan dan mutu benda-benda kerja hasil pembubutan tidak terlalu bergantung pada ketrampilan dan pengetahuan operator mesin bubut. Support dirancang dan disesuaikan dengan kondisi lapangan sehingga perangkat tersebut dapat dipasangkan pada mesin dengan mudah. Rancangan digambar dan dianalisis dengan software Catia Versi 5 Release 18. Hasil analisis menunjukkan bahwa translational deplacement terbesar pada support eretan atas sebesar 0,0206 mm dan pada eretan lintang 0,0149 mm. Von mises stress terbesar pada support eretan atas sebesar 3,46 x 10 6 N/m2 dan pada eretan lintang sebesar 5,31 x 10 6 N/m2. Nilai ini lebih kecil dari yield strength bahan Carbon Steel 2,5 x 108 N/m2. Berdasarkan hal tersebut, rancangan dapat diterima dan pada kegiatan selanjutnya dapat dipabrikasi
PEMROGRAMAN SISTEM AKUISISI DATA PENGUKURAN PADA FASILITAS EKSPERIMEN UNTUK SIMULASI PENDINGINAN CONTAINMENT
Get PDFInformasi data pengukuran yang dapat dipantau dan disimpan secara realtime dan simultan pada fasilitas eksperimen simulasi pendinginan containment (FESPECo) menjadi sangat penting sebagai dasar kajian fenomena pembebanan internal pada sungkup reaktor. Pada kegiatan ini dilakukan pemrograman akuisisi data National Instruments cDAQ-9188 yang dilengkapi modul pengkondisi sinyal NI-9203 dan NI-9213 dengan program aplikasi LabVIEW untuk memantau dan menyimpan data eksperimen secara realtime dan simultan. Validasi program dilakukan dengan simulasi menggunakan kalibrator Jofra. Ketika program dieksekusi berikut fasilitas penyimpanan diaktifkan, sinyal simulasi dengan beberapa variasi diumpankan kemudian dilepas secara berulang dengan waktu tunda 1 detik pada sebuah kanal modul pengkondisi sinyal. Terlihat data pada front panel yang mewakili kanal tersebut ikut berubah seiring dengan pengkondisian yang dilakukan dan variasi data terekam pada file penyimpanan. Dari hasil simulasi dapat disimpulkan bahwa program virtual LabView dapat memantau dan menyimpan data pengukuran secara simultan dan real time