SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
CLASSIFICATION OF MISSING VALUES HANDLING METHOD DURING DATA MINING: REVIEW
Full text linkCLASSIFICATION OF MISSING VALUES HANDLING METHOD DURING DATA MINING: REVIEW. Missing data often occurs in researchs or surveys. Many real datasets or data mining have missing data, thus affecting the quality of the data. There are various causes resulting in incomplete data, such as: manual data entry procedure, incorrect measurement, equipment error, and many others. Any errors causing data missing make it difficult in a data analysis. This is due to the algorithms of data analysis that only work if the data is complete. Missing data analysis may help resolving missing data. Missing data can be replaced with a value based on the possibility of other information available, so that the data set can be analyzed. Many specialists have been working on this issue to present more modern techniques. Many strategies are available for handling the missing data, however investigator has difficulty in finding the right technique in the absence of information about strategy and implementation. The purpose of this research paper is to classify methods of miss- ing data handling based on statistical method and machine learning. Results from this study are clas- sification methods of missing data handling by ignoring technique, model base technique and impu- tation technique , which are complemented with the advantages and disadvantages of each method. Keywords: missing value, statistic, machine learning, classification, method
KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA
Full text linkKARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak kritis pertama tahun 1987. Pada desain awal RSG-GAS menggunakan bahan bakar uranium oksida dengan pengayaan rendah. Pada tahun 1996, bahan bakar RSG-GAS diganti menjadi uranium silisida dengan pengayaan dan densitas yang sama yaitu 19,75 % dan 2,96 gU/cm3. Selanjutnya dilakukan pengkajian untuk penggantian bahan bakarnya dengan jenis yang sama namun densitasnya ditingkatkan menjadi 3,55 gU/cm3. Kini ada kemungkinan juga di- lakukan penggantian menjadi uranium molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3. Dalam makalah ini akan dibahas karakteristika teras reaktor RSG-GAS dengan material bahan bakar yang berbeda namun pengkayaan dan densitas yang sama. Pengujian karakteristik teras reaktor dilakukan berdasar- kan hasil perhitungan maupun eksperimen yang ada. Dari hasil pengujian diperoleh karakteristiknya bahwa untuk teras RSG-GAS dengan bahan bakar uranium oksida dengan densitas 2,96 gU/cm3 dan uranium silisida dan molybdenum dengan densitas 3,55 gU/cm3 memiliki parameter kinetic yang relatif sama namun paramater neutroniknya berbeda. Dari hasil kajian ini diperoleh kesimpulan bah- wa karakteristika teras RSG-GAS sangat dipengaruhi oleh jenis bahan bakarnya. Kata kunci: karakteristika teras, bahan bakar silisida, reaktor RSG-GAS, parameter neutronik
STUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70
Full text linkSTUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70. Sifat atau perilaku creep dari suatu bahan sangat penting terutama untuk digunakan dalam analisa integritas struktur pada komponen reaktor yang beroperasi pada temperatur tinggi. Bahan SA516 Gr.70 adalah jenis baja karbon rendah yang digunakan sebagai bahan bejana tekan HTR-10. Salah satu fokus penelitian pada komponen ini adalah penelitian ter- hadap sifat creep bahan khususnya pada sambungan las-lasannya. Pada penelitian ini dilakukan pen- gujian creep pada temperatur 450 °C dan tegangan konstan 100 MPa. Pengujian dilakukan pada ba- han logam induk dan logam las-lasan SA516 Gr.70. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mem- peroleh sifat creep meliputi regangan creep, laju regangan creep, model patahan, dan creep cavity. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan pengujian accelerated dan interrupted creep sampai tahap akhir creep sekunder. Hasil pengujian creep sampai tahap akhir sekunder untuk logam induk dicapai setelah diuji creep selama ± 12.800,6 jam adalah diperoleh regangan creep 0,0633 (mm/mm) dan laju regangan creep nya 4,95 x 10-6 (mm/mm/jam). Untuk logam las-lasan tahap akhir sekunder dicapai setelah diuji creep selama ± 11.400,6 jam adalah diperoleh regangan creep 0,0630 (mm/mm) dan laju regangan creep nya 5,53 x 10-6 (mm/mm/jam). Model bidang patahannya bersifat ulet dan creep cavity belum jelas terlihat. Disimpulkan bahwa antara logam induk dengan logam las- lasan SA516 Gr.70 yang dilakukan pengujian creep pada temperatur 450 °C dan tegangan konstan 100 MPa sampai pengujian mencapai tahap akhir creep sekunder, tidak ditemukan perbedaan yang signifikan dalam aspek perilaku creep untuk keduanya. Kata kunci: creep tahap sekunder, laju creep, creep cavity, SA516 Gr.70,
ANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0
Full text linkANALISIS KOMPOSISI NUKLIDA BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor nuklir yang dapat digunakan untuk pembangkit listrik, pembangkit panas dan untuk memproduksi hidrogen. Jenis bahan bakar RDE yang dibahas pada penelitian ini adalah sebuah pebble bergeometri bola yang di dalamnya terdapat 8335 TRISO berkisi simple cubic (SC). Satu buah TRISO dalam pebble mengandung 5 lapisan, dimana bahan fissile terdapat pada kernel yang merupakan lapisan paling dalam dengan kandungan UO2. Proses burnup pada MCNPX 2.6.0 dilakukan selama 90 hari pembakaran dan 10 tahun pendinginan dengan hasil energi burnup dan keff 1,05343 untuk autofilled TRISO in pebble (ATIP) dan 1,04651 untuk organized TRISO in pebble (OTIP). Jumlah nuklida yang terkandung sebanyak 170 nuklida (14 aktinida dan 156 nonaktinida). Aktinida dengan massa terbesar ialah 238U (2,323 gram untuk ATIP dan 2,316 untuk OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 241Pu (7,791 Ci untuk ATIP dan 7,639 Ci untuk OTIP), sedangkan nonaktinida dengan massa terbesar ialah 16O (0,6734 gram untuk ATIP dan OTIP) dan aktivitas terbesar ialah 137Cs (4,716 Ci for ATIP untuk 4,757 Ci untuk OTIP). Kesalahan relatif keff ATIP terhadap OTIP yang diperoleh sebesar 0,661%. Kesalahan relatif yang kecil ini serta geometri kompleks OTIP yang membutuhkan waktu lama untuk didesain menyebabkan ATIP lebih direkomendasi daripada OTIP.Kata kunci : Komposisi Nuklida, Pebble, Bahan Bakar Bekas, RDE, MCNPX 2.6.0
MODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION
Full text linkMODELLING OF RSG-GAS HEAT EXCHANGER FOR STEADY-STATE SIMULATION. The multipurposes reactor G.A Siwabessy (RSG-GAS) is a open pool, water cooled reactor with plate type fuel elements having thermal power of 30 MWt. Its design has been a subject for research in term of its safety against postulated design basis accident. For the purpose of safety analysis, its complete design have been modelled using various thermalhydraulic code, which has to be validated for the steady-state condition. The model generated so far did not include the model of the heat exchanger as it is designed and described in the RSG-GAS design specification. Therefore the purpose of this research is to obtain a heat exchanger model as realistic as possible using the RELAP5/ SCDAP/Mod3.4 code. From the generated model, the performace of the heat exchanger design will be evaluated to analyze its effect on the steady-state simulation during RSG-GAS full power. The simulation results show that the performance of the obtained heat exchanger model has been validated with the design specifications to remove the core heat during the full power simulation. On that condition, the inlet secondary temperature and loss coefficient plays important role in taking the inlet and outlet primary temperature to be close with the experimental data and other RSG-GAS model.Keywords: RSG-GAS, heat exchanger model, RELAP5, steady state simulation, performanc
RELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS ON THE RSG-GAS PRIMARY COOLING SYSTEM
Full text linkABSTRACTRELIABILITY ANALYSIS FOR CRITICAL COMPONENTS IN PRIMARY RSG-GAS COOLING SYSTEM. Reliability is the probability that a system will function normally when it is used for the desired time period under specific operating conditions. This study aims to analyze the reliability, distribution function of damage and rate of damage by using the frequency data of damage, downtime and time data between the damage of each component on the primary cooling system RSG- GAS. The methodology used is the Test of damage distribution estimated as an exponential distribution. Test the exponential distribution using the Bartlett test. Further estimation of data distribution parameters. Based on the parameters of the data distribution, the reliability and rate of damage can be calculated for the critical component of the primary cooling system. Damage data is obtained from maintenance data for core 70 until 88 (2010-2015). The results showed that in the primary cooling system the highest failure occurred for component JE-01 (AP01-02) with downtime = 112 (day) and failure frequency presentation = 75%. The failure rate (λ) of 0.000215438 with the reliability value for the last year amounted to 99.83%. Keywords: Downtime, Damage frequency, Reliability, maintenance, RSG-GAS
VISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION
Full text linkVISUALISASI NUGGET LAS TITIK DENGAN METODE ULTRASONIC WATER IMMERSION. Overlay welding merupakan salah satu metode penyatuan dua material yang diterapkan pada bejana tekan reaktor, antara baja feritik dan baja nir karat. Bejana tekan reaktor merupakan komponen utama pembangkit listrik tenaga nuklir, sehingga keandalan dan integritas nya harus selalu terjamin selama umur disainnya. Dalam rangka menjamin keandalan dan integritas bejana tekan reaktor, maka dikembangkan metode ultrasonik dengan teknik water immersion untuk mengevaluasi kondisi hasil overlay welding. Karena keterbatasan sarana, pada penelitian ini overlay welding disimulasikan dengan las titik. Evaluasi dilakukan pada bagian nugget hasil las titik. Evaluasi dilakukan menggunakan teknik water immersion, dimana objek evaluasi direndam di dalam air. Air berlaku sebagai kuplan. Evaluasi menggunakan transduser tipe fokus dengan frekuensi 10 MHz dan diameter fokus 1 mm. Hasil evaluasi ditayangkan dalam bentuk C-scan. Dari hasil-hasil evaluasi diketahui bahwa visualisasi memiliki kesesuaian bentuk dengan makrografi nugget yang diperoleh setelah pelaksanaan uji tarik. Namun terdapat perbedaan ukuran antara visualisasi C-scan dan makrografi.Kata kunci: bejana tekan reaktor, las titik, metode ultrasonik, water immersion, C-sca
