SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
ANALISIS KENYAMANAN KERJA BERDASARKAN PENGUKURAN TEMPERATUR UDARA DI RUANG KENDALI UTAMA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
No full textMunculnya kesadaran bahwa manusia memainkan peran penting pada keselamatan dan keandalan operasi instalasi, ruang kerja yang nyaman telah dipersyaratkan untuk dapat mengoptimalkan unjuk kerja dan produktivitas operator. Telah dilakukan pengukuran temperatur udara di dalam ruang kendali utama untai uji termohidrolika reaktor-Bidang Operasi Fasilitas (RKU UUTR-BOFa), dengan cara melakukan setting temperatur pada kondisi tertentu, kemudian dilakukan tanya jawab terhadap 5 (lima) orang responden. Pengukuran ini untuk mengetahui apakah suhu nyaman bagi operator sesuai dengan standar yang ditetapkan American Society of Heat in Room And Environment (ASHRAE 55-1992) serta sebagai bahan masukan bagi pelaku industri lain. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa standar ASHRAE 55-1992 tidak dapat diterapkan pada RKU-UUTR-BOFa, karena masih terlalu dingin untuk operator
Kajian Parameter yang Mempengaruhi IGSCC (Inter Granular Stress Corrosion Cracking) pada Material Bejana Tekan Reaktor tipe PWR (Pressurized Water Reactor)
Get PDFBejana tekan merupakan satu bagian dari reactor coolant pressure boundary, dan integritasnya sangat penting dijaga untuk keselamatan operasi dari reaktor. Inter Granular Stress CorrosionCracking (IGSCC) merupakan mekanisme degradasi penting yang perlu dipertimbangkan untukkeselamatan komponen nuklir yang terbuat dari stainless steel, khususnya pada daerah terpengaruhpanas (heat affected zones). Kerusakan akibat IGSCC terjadi pada material yang rentan, dalamlingkungan yang korosif dan dengan adanya temperatur operasi yang tinggi dan residual stres.IGSCC terjadi akibat kombinasi faktor lingkungan (air pendingin yang agresif), material yangsensitif dan stress yang terjadi pada material secara bersamaan. Dari data operasi reaktor di USA,pengelolaan kimia air yang baik dapat menurunkan impak korosi dengan meningkatnya faktorkapasitas reaktor dari 71,7 % pada 1989 menjadi 88,7 % di tahun 1999. Pengendalian kimia air bisamenurunkan resiko dari IGSCC dan meningkatkan kehandalan sistem. Tujuan kajian ini untukmengetahui parameter yang mempengaruhi IGSCC dan cara pengendaliannya. Untuk mengantisipasiterjadinya IGSCC harus dipahami dengan seksama interaksi antara material struktur dan pendingin.Pengendalikan IGSCC pada material dan komponen reaktor nuklir adalah dengan menurunkan dayaoksidasi air pendingin reaktor. Daya oksidasi air pendingin berkurang bila konsentrasi oksigen dalamair pendingin sekitar 20 ppb. Hal ini dapat dicapai dengan penambahan hidrogen kedalam airpendingin. Penambahan hidrogen untuk menurunkan konsentrasi oksigen dikenal dengan HydrogenWater Chemistry (HWC)
Analisis Pengaruh Suhu dan KONSENTRASI KLORIDA Terhadap Aspek Korosi Material INCONEL 690 sebagai tube pembangkit uap REAKTOR PWR
Get PDFInconel 690 digunakan sebagai material tube pembangkit uap pada reaktor PWR (PressurizedWater Reactor / Reaktor air bertekanan) karena ketahanan korosi yang bagus dalam lingkungan/media suhu dan tekanan tinggi. Pada penelitian ini telah dilakukan pengujian korosi dengan melihatpengaruh suhu dan variasi konsentrasi NaCl pada material tube pembangkit uap reaktor jenis PWRyang terbuat dari Inconel 690. Banyak permasalahan korosi yang terjadi pada tube pembangkit uapkarena adanya klorida dalam media pendingin yang dioperasikan pada suhu tinggi ( ± 320 oC).Pengujian laju korosi dilakukan dengan metoda elektrokimia dengan menggunakan Potensiostatdimana sebelumnya material yang diuji telah dikondisikan dengan menggunakan autoclave padatemperatur 300 oC. Pengujian ini bertujuan untuk melihat sejauh mana suhu dan klorida berperandalam proses laju korosi pada material bejana tekan reaktor PWR. Variasi suhu pada penelitian ini28 oC, 150 oC, 200 oC, 250 oC dan variasi konsentrasi NaCl adalah, 0 %, 1 %, 3%, 5 % and 7 %. Darihasil yang didapat terlihat bahwa suhu dan konsentrasi NaCl mempengaruhi laju korosi materialInconel 690. Semakin tinggi suhu semakin tinggi laju korosi yang terjadi. Laju korosi tertinggi dalammedia yang mengandung NaCl terjadi pada konsentrasi 3 %
ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304
Get PDFPencegahan kerusakan fatik yang kerusakan tersebut terjadi secara tiba-tiba padakomponen penyusun reaktor nuklir yang berbahan SS 304 merupakan salah satu alasan perlunya estimasiumur fatik pada proses perancangan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui ketahanan fatik dan estimasiumur fatik komponen dengan tipe pembebanan rotating bending. Metoda yang digunakan adalah metodakurva S-N. Kurva S-N diperoleh dari hasil pengujian fatik tipe rotating bending dan kemudian dilakukanpendekatan pola kurva menggunakan persamaan Basquin. Dari pendekatan pola kurva didapat deviasimaksimum sebesar 14,8 % dari nilai kurva S-N hasil pengujian. Nilai deviasi ini dapat diterapkan sebagaibatas aman dalam menggunakan kurva S-N untuk penentuan estimasi umur fatik komponen berbahan SS304 dalam perhitungan perencanaan
PENGUJIAN KEKUATAN MEKANIK PADA SUPPORT PERANGKAT SUMBER PEMANAS
Get PDFPengujian support perangkat sumber pemanas Bundel Uji Simulasi Eksperimen Temperatur Tinggimenggunakan software Catia versi 5 Release 19 perlu dilakukan untuk mengetahui kelayakan penyangga(support) dalam menanggung beban sehingga tidak mengalami kerusakan mekanik dan tidakmembahayakan ketika perangkat sumber pemanas dioperasikan. Data rancangan support dengan materialCarbon Steel AISI 1040 meliputi young’s modulus 210 GPa, density 7850 kg/m3 , yield strength 353,4MPa dan poisson ratio 0,3 serta besar beban yang mesti ditanggung oleh support sebesar 125 Newtonseberat perangkat sumber pemanas yang ditopang oleh setiap support digunakan sebagai data masukandalam pengujian dengan Catia versi 5 Release 19. Hasil yang didapatkan dari pengujian von mises stressterbesar adalah 5,5x105 N/m2 serta translational displacement terbesar adalah 0,000869 mm mengarahkeluar dialami oleh support perangkat sumber pemanas akibat dari pembebanan. Dengan mengacu daripengujian tersebut dapat dikatakan bahwa von mises stress dan translational displacement yang terjadipada support perangkat sumber pemanas tidak mengakibatkan kerusakan mekanik dan tidak memberikanefek yang membahayakan ketika fasilitas perangkat sumber pemanas dioperasikan karena von mises stressterbesar lebih kecil daripada yield strength dari bahan yang digunakan
INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK
Get PDFSesuai dengan tugas dan fungsi, Bidang Operasi Fasilitas (BOFa) - PTRKN bertanggung jawab mengelola berbagai fasilitas laboratorium termohidrolika, instrumentasi kalibrasidan peralatan elektromekanik. Untuk tahun 2011, program utama terfokus pada kegiatanpengembangan fasilitas laboratorium termohidrolika reaktor tipe PWR. Kegiatan ini diawali denganmodifikasi Instalasi Untai Uji BETA yang diintegrasikan dengan Bagian Uji HeaTiNG-01 sehinggaterbentuk suatu loop tertutup. Kegiatan modifikasi yang dilakukan adalah pemipaan baru padapendingin primer Untai Uji BETA dan penukar kalor kompak. Komisioning dilakukan denganpemanasan air pendingin hingga mencapai temperatur 90 ºC. Kemudian data-data eksperimendibandingkan dengan data sebelum modifikasi dilakukan. Hasil komisioning menunjukkan bahwaperbedaan temperatur pada cooler yang lama dan penukar kalor kompak yang baru masing-masingadalah 13,5 ºC dan 21,1 ºC. Dengan demikian sistem pendingin primer Untai Uji BETA setelahdimodifikasi dapat berfungsi dengan baik
PERANCANGAN ALAT CONSTANT EXTENSION RATE
No full textStress Corrosion Cracking (SCC) adalah jenis korosi yang signifikan berpengaruh terhadap menurunnya integritas komponen struktur reaktor. Penelitian mengenai SCC telah banyak dilakukan oleh para peneliti. Salah satu metode yang digunakan adalah dengan melakukan pengujian material di dalam autoclave temperatur tinggi dengan lingkungan korosif dan tekanan diatas tekanan atmosfer. Di dalam autoclave tersebut dilengkapi dengan suatu alat tambahan yang dinamakan constant extension rate (CER). Fungsi CER ini adalah untuk memberikan tegangan pada spesimen dengan cara ditarik dan ditahan konstan pada tegangan tertentu. Autoclave yang dimiliki oleh PTRKN belum dilengkapi dengan CER, sehingga untuk kegiatan penelitian SCC perlu ditambahkan CER. Makalah ini memuat rancangan alat CER agar dapat dipabrikasi dapat digunakan bersama autoclave untuk kegiatan penelitian SCC. Dasar perhitungan perancangan menggunakan teori mekanika bahan dan ilmu perancangan elemen mesin. Dari hasil perancangan telah dilakukan review dan dapat disimpulkan bahwa rancangan dapat diterima dan selanjutnya dapat diteruskan dengan proses fabrikasi CER sehingga bersama-sama dengan autoclave dapat digunakan untuk penelitian SCC
RANCANG BANGUN SISTEM KELISTRIKAN PADA UNTAI UJI BETA DENGAN BAGIAN UJI HeaTiNG-01
Get PDFTelah dilakukan rancang bangun sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA (UUB)dengan bagian Uji HeaTiNG-01. Dalam makalah ini dijelaskan tahap-tahap perencanaan, perakitan,pengecekan dan pembuatan komponen-komponen sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan UjiHeaTiNG-01, serta hasil uji coba yang dilakukan. Uji fungsi dilakukan dengan cara pengecekan di tiap-tiapkomponen dengan mengunakan alat ukur multimeter digital. Hasil yang diperoleh dari rancang bangun sistemkelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan Uji HeaTiNG-01 ini adalah tidak diketemukan adanyapenyimpangan. Evaluasi hasil antara daya terhadap temperatur bersifat linear. Dengan selesainya rancangbangun sistem kelistrikan pada integrasi Untai Uji BETA dengan Uji HeaTiNG-01, maka alat ini siapdigunakan untuk mendukung kegiatan penelitian
PENGGUNAAN DIFRAKSI NEUTRON UNTUK PENGUKURAN REGANGAN DI HAZ SUS 304 BIMETAL UNTUK PENDEKATAN KONSEP PEMILIHAN MATERIAL TEMPERATUR TINGGI
Get PDFPada proses desain konseptual turbin gas temperatur tinggi menggunakan material temperatur tinggi. Olehkarena itu, penggunaan material nickel based banyak digunakan. Dalam proses fabrikasi, penyambungandengan las akan banyak ditemui juga dengan penggunaan dua atau lebih material yang berbeda sifat, misalnyaaustenitik dengan feritik. Setiap proses pengerjaan las senantiasa menyebabkan adanya regangan sisa. Seberapabesar nilai regangan yang terjadi dalam material perlu diketahui untuk penanganan lebih lanjut. Penggunaandifraksi neutron untuk pengukuran regangan di daerah HAZ dilakukan dengan mengambil salah satu sampelmaterial nickel based yaitu SUS 304. Hasil pengukuran yang diperoleh menunjukkan bahwa regangan sisayang terjadi pada daerah HAZ SUS 304 cukup besar, yaitu arah transversal 320 mikrometer kondisi tensile;arah normal 1080 mikrometer kondisi compress; dan arah aksial 200 mikrometer kondisi compress. Setelahbesar regangan sisa yang terdapat dalam material tersebut diketahui, proses perlakuan selanjutnya dapatdilakukan untuk mereduksi besar regangan tersebut
ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR
Get PDFTelah dilakukan suatu analisistransien terhadap teras silisida RSG-GAS akibat kehilangan aliran pendingin (LOFA). LOFA dapat terjadijika catu daya listrik pompa pendingin primer mati, maka laju alir pendingin berkurang. Pada saat laju alirpendingin berkurang 15% yang mengakibatkan sistem proteksi reaktor bekerja. Analisis dilakukan denganmenggunakan kode EUREKA-2/RR. Analisis ini ditekankan untuk mempelajari karakteristik keselamatantermohidrolika segera setelah reaktor scram dan setelah terjadi aliran balik akibat terbukanya katup sirkulasialam. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada kondisi LOFA, scram terjadi 3,05 detik setelah awalkecelakaan. Suhu maksimum meat bahan bakar, kelongsong dan suhu keluaran pendingin pada kanalterpanas masing-masing adalah 143,94oC, 139,85oC dan 77,67oC, serta DNBR minimum 1,26. Suhu meat,kelongsong dan pendingin akan berkurang, seiring dengan berkurangnya laju alir pendingin. Katup sirkulasialam membuka pada detik ke 68,2 setelah awal scram terjadi, dan terjadi perubahan aliran dari konveksipaksa ke konveksi alam. Perubahan ini menyebabkan suhu maksimum meat bahan bakar, kelongsong naikmasing-masing mencapai 131,42oC dan 131,10oC terjadi 72,10 detik setelah reaktor trip, sedangkan suhumaksimum pendingin keluar teras mencapai 78,7oC terjadi pada 70,7 detik setelah reaktor trip, DNBRminimum sebesar 1,65 pada detik ke-69,2. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa operasi teras silisidaRSG-GAS pada kondisi transien akibat kehilangan aliran pendingin masih selamat