REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS
Get PDFABSTRAK OPTIMASI PERFORMA GENSET SEBAGAI CATU DAYA DARURAT DI RSG-GAS. Pada instalasi kelistrikan RSG-GAS terdapat 3 unit genset yaitu BRV10/ 20/30 yang berfungsi sebagai catu daya darurat. Genset tersebut memegang peranan sangat penting dalam ketersediaan beban kelistrikan. Mesin genset beroperasi pada beberapa kondisi, antara lain ; bila catu daya utama gangguan, saat test run, dan pasca perbaikan. Tahun 2016 terjadi kegagalan operasi pada saat test run ditunjukan dengan ; mesin tiba-tiba mati, level air radiator cepat berkurang, suhu mesin cepat panas, oli berubah warna menjadi pekat keputih-putihan. Untuk mengatasinya dilakukan langkah investigasi gangguan, analisa, serta perbaikan. Kegiatan semi overhaul dilakukan pada genset BRV20 oleh tenaga profesional dengan tujuan mengembalikan performa genset BRV20 ke kondisi semula. Berdasarkan hasil uji fungsi pasca perbaikan disimpulkan bahwa gangguan operasi sudah tidak terjadi lagi, suhu oli CT-151 yang sebelumnya 127 °C menjadi 118 °C, suhu air pendingin CT-021 yang sebelumnya 99 °C menjadi 85 °C, harga-harga parameter operasi lainnya masih berada dalam batas yang ditetapkan di dalam formulir test run BRV 10/20/30. Kata kunci : performa genset BRV20, catu daya darurat ABSTRACT OPTIMATION PERFORMANCE OF GENERATOR SET AS EMERGENCY POWER SUPPLY IN RSG-GAS. In the electrical installation RSG-GAS genset there are 3 units namely BRV10/20/30 that serves as an emergency power supply. The generator has an important role in the availability of the electrical load. Genset operates on several conditions, among others; when the main power supply interruption, during a test run, and post-repair. Last year 2016 operating failure occurs during the test run is shown; engine suddenly dies, radiator water level rapidly reduced, the engine temperature heat up quickly, the oil changes color to thick whitish. To overcome the interference investigations carried out step, analysis and improvement. The activities carried out in the genset overhaul semi BRV20 by professionals with the aim of restoring the performance of genset BRV20 to its original state. Based on post-repair function test results concluded that the interruption of operations no longer exist, the oil temperature CT-151 previously 127 °C to 118 °C, and cooling water temperature CT-021 before 99 °C to 85 °C, the price of the operating parameters still within the limits specified in the test run form BRV 10/20/30. Keywords: performance of diesel BRV20, emergency power supply
EVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS
Get PDFEVALUASI PENGOPERASIAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER UNTUK MENUNJANG OPERASI REAKTOR RSG-GAS. Sistem pendingin sekunder berfungsi untuk mengambil panas peluruhan dari sistem pendingin primer melalui alat penukar panas (HE) dan selanjutnya panas peluruhan dibuang ke lingkungan menggunakan modul menara pendingin (cooling tower). Sistem pendingin sekunder mempunyai 3 buah pompa (3 × 50%), 2 pompa untuk operasi normal dan 1 pompa sebagai cadangan. Pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder dilaksanakan sesuai prosedur pelaksanaan pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder reaktor RSG-GAS No Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. Kombinasi pengoperasian pompa disesuaikan dengan Instruksi Operasi Reaktor (IO) yang berlaku. Perawatan pompa merujuk pada dokumen Maintenace and Repair Manual (MRM) MPR30 tahun 1988, yaitu dilakukan setelah pompa beroperasi 3000 jam atau setidaknya setiap tahun dilakukan penggantian oli dan greas bearing pompa. Saat ini belum ada evaluasi terhadap jumlah jam operasi dari masing-masing pompa dalam satu tahunnya, sehingga penggantian oli dan greas bearing pompa dilakukan setelah satu tahun operasi. Untuk mendapatkan jumlah jam operasi dari masing-masing pompa perlu dilakukan evaluasi pengoperasian pompa sistem pendingin sekunder untuk menunjang operasi reaktor RSG-GAS. Evaluasi meliputi pengamatan, pengumpulan data dan analisis data dari lembaran data evaluasi operasi reaktor, instruksi operasi reaktor (IO) terhitung sejak periode operasi 01 Januari s/d 31 Desember 2015. Dari hasil evaluasi disimpulkan bahwa pompa PA-01 AP001 jumlah jam opersinya paling kecil. Kata kunci: Sistem Pendingin Sekunder, Jam operasi pompa.ABSTRACT EVALUATION OF OPERATING SECONDARY PUMP COOLING SYSTEM TO SUPPORT THE OPERATION OF THE REACTOR RSG-GAS. Secondary cooling system serves to take the decay heat from the primary cooling system through a Heat Exchanger (HE) and thereafter the decayed heat released into the environment using the Cooling Tower module. Secondary cooling system has three pumps (3 × 50%), two pump for normal operation and the other one as a backup pump. Secondary cooling pump system operation conducted according to the procedure the operation of the secondary cooling system pump RSG-GAS reactor No. Ident: RSG.OR.21.03.42.10. Rev.00. The combination of pump operation adapted to Reactor Operating Instructions (IO). Pump tratment referring to the document Maintenance and Repair Manual (MRM) MPR30 1988, which is done after the pump operates up to 3000 hours or at least once a year needed to replace the oil and greas bearing pumps. Currently, there is no evaluation about the number of each pump operating hours in a year,so the replacement of oil and the pump bearing greas done after one year operation. To get the number of each pump operating hours, is necessary to do the Evaluation of Operating Secondary Pump Cooling System to Support Operation RSG-GAS reactor. The evaluation includes observation, collecting data, and analyzing data from the evaluaton data sheet of reactor operation, the reactor operating instruction as from the operation period January 1st to December 31st 2015. From the evaluation results, concluded that the number of pump operating hours PA-01 AP001 is the smallest. Keywords: Secondary Cooling System, Operating hours of pumps
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam
Get PDFPENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Fasilitas iradiasi Power Ramp Test Facility (PRTF) adalah sebuah fasilitas iradiasi yang digunakan untuk uji tak merusak bahan bakar nuklir jenis Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF dirancang khusus untuk simulasi kondisi PWR dimana batang uji/kelongsong pin diberi tekanan di dalam rangkaian primer dan panas yang ditimbulkan diambil oleh sistem pendingin sekunder yang memiliki 2 jalur masing-masing jalur dioperaikan dengan laju alir aatara 600 l/jam-900 l/jam. Pada pengujian ini akan dilakukan iradiasi kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam. Persyaratan LAK iradiasi PRTF bahwa daya termal maksimum adalah 22,5 kw dan aktivitas air maksimum primer adalah 2,08.104 cps. Pengujian ini bertujuan untuk mengetahui linieritas hubungan antara daya termal terbangkitkan dengan posisi kelongsong pin terhadap teras reaktor, serta menentukan aktivitas air primer sebagai fungsi daya termal. Hasil dari percobaan didapatkan bahwa daya fungsi posisi batang uji/kelongsong pin terhadap teras reaktor adalah linier dan nilai daya maksimum yang terbangkitkan adalah 3,913926 kW, serta aktivitas air primer maksimum didapatkan nilai 4.102 cps dengan demikian iradiasi pengujian kelongsong pin PRTF dengan laju alir sekunder 750 l/jam aman dilakukan di reaktor RSG-GAS. Kata kunci : Iradiasi, Pengujian, kelongsong, pin, laju alir, PRTF ABSTRACTIRRAADIATION TESTING OF PRTF CLADDING PIN WITH SECONDARY FLOW RATE 750 l / h. Irradiation facilities Power Ramp Test Facility (PRTF) is an irradiation facility that is used for non-destructive testing of nuclear fuel type Pressurized Water Reactor (PWR). PRTF specially designed for simulating the conditions of PWR in which the test rod / cladding pin by pressure inside the primary circuit and the heat generated is taken by a secondary cooling system that has two lanes each track is operated with a flow rate of 600 l / h - 900 l / h , In this test will be irradiated cladding PRTF pin with a secondary flow rate of 750 l / h. This test aims to determine the linearity of the relationship between the thermal power was awakened by a cladding pin position against the reactor core, and to determine the primary water activity as a function of thermal power. The results of the experiment showed that the power function of the position of the test rod / cladding pin against the reactor core is linear and the value of maximum power is awakened 3.913926 kW and maximum primary water activity values obtained 4,102 CPS. PRTF irradiation of SAR requirements that the maximum thermal power is 22.5 kW and maximum water activity of primary 2,08.104 thus PRTF pin cladding irradiation testing with the secondary flow rate of 750 l / h safely operated in the RSG-GAS reactor. Keywords: Irradiation, Testing, cladding, pin, flow rate, PRT
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2
Get PDFPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah satu komponen penting teras reaktor. Karena di dalamnya terkandung produk fisi yang sangat reaktif. Keberadaan produk fisi ini harus dihitung dengan akurat karena menyangkut keselamatan operasi. Makalah ini menentukan jumlah Uranium-235 yang telah terbakar dengan menggunakan ORIGEN2. Elemen bakar yang ditentukan fraksi bakarnya adalah 3 elemen bakar uji dengan nomer identifikasi CBBJ249, CBBJ250 dan CBBJ251. Masing-masing elemen bakar uji diiradiasi di dalam teras RSG-GAS. CBBJ249 diiradiasi di teras 66 dan teras 67, CBBJ 250 diiradiasi di teras 66 sampai dengan 71 dan CBBJ251 di teras 66 sampai dengan teras 69. Dari hasil perhitungan dengan paket program ORIGEN2 diperoleh bahwa CBBJ 249 sampai dengan CBBJ251 mempunyai fraksi bakar 18,41%, 55,61% dan 36,87%. Bila dibandingkan dengan LAK EBU dan hasil pengukuran γ scanning terdapat perbedaan, semakin tinggi fraksi bakar semakin kecil perbedaannya. Kata kunci : ORIGEN2, fraksi bakar, pelat elemen bakar uji ABSTRACTDETERMINATION OF BURN-UP FOR TESTING FUEL PLATE. Nuclear fuel constitute of one out of several important component of the GA Siwabessy Reactor. Due to fission product at which is very reactive stay in it. The availability of fission product shall be calculated accurately. This paper is calculated the amount of uranium-235 burned by ORIGEN 2 computer code. The nuclear fuel calculated are three of testing fuels identification number of CBBJ249, CBBJ250 and CBBJ251. Each of testing fuel has been irradiated inside the RSG-GAS, CBBJ249 is irradiated inside core 66th and 67th core, CCBBJ251 is irradiated inside the 66th core to core the 71th core. Eventually the testing fuel of CBBJ 251 is irradiated inside the 66th core till to the 69th core. From the calculation result of ORIGEN2 there are obtained that the CBBJ249 until the CBBJ 251 having burn-up of 18,415; 55,61% AND 36,87%. If compare to the measurement result of LAK EBU and γ scanning measurement, there were shown that testing fuel of highest burn-up has lowest different. Keyword: ORIGEN2, burn-up. Fuel element plate.
IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY
Get PDFImplementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG – GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG – GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian, produksi radioisotop, iradiasi batu topaz dan kegiatan lain akan menghasilkan sumber radiasi. Sumber radiasi dari material pascairadiasi dalam berbagai bentuk berupa utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan dalam melakukan pengendalian. Metode penilaian implementasi dilakukan dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan pengendalian yang telah dilakukan. Dari data-data yang diperoleh menunjukkan bahwa pengendalian material pascairadiasi yang telah dilakukan saat ini baru pada pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup jenis/nama bahan, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan juga mengatur tentang proses pemindahan material pascairadiasi yang keluar atau masuk gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini dapat memberikan informasi status dan keberadaan sumber radiasi dari material pascairadiasi tercatat dengan baik dan lengkap dengan informasi yang diperlukan, sehingga dasar pemanfaatan sumber radiasi yaitu justifikasi, limitasi dan optimasi dapat diwujudkan dan pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.ABSTRACT IMPLEMENTATION ON CONTROLLING POST IRRADIATED MATERIAL AT THE G.A. SIWABESSY MULTI PORPOSE REACTOR) RSG-GAS. Implementation on controlling of post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron process for research, radioisotope production, irradiating topaz stones and other activities will produce radiation source. Radiation source from post irradiated material appears in many shapes such as equipment with various levels of radiation exposure which need to be controlled starting from recording of material name, amount or volume, material identification number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is strongly needed to assess the success and the lack of controlling activities. The Implementation assessment method is carried out by collecting data of post irradiated material, collecting data of working area and evaluating of controlling activities which have been done. Based on the achieved data show that controlling of radiation source from post irradiated material which has been done currently is about controlling related to radiation information. Therefore, a standard operational procedure is very needed which includes kind/material name, amount or volume, material identification number, placement spots as well as arranging removal process of radiation source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The result of this implementation assessment can inform the status and the presence of radiation source from post irradiated material with well noted and completed with needed information, so that basic utilization of radiation source which are justification, limitation and optimization can be created as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled
PERHITUNGAN KEANDALAN PENGGABUNGAN JALUR DISTRIBUSI SISTEM KELISTRIKAN RSG-GAS
Get PDFPada sistem kelistrikan RSG-GAS, jalur distribusi dipasok dari tiga panel distribusi primer, yaitu: busbar BHA, busbar BHB, dan busbar BHC yang bekerja sendiri-sendiri. Ketiga busbar tersebut disuplai oleh hanya satu sumber catu daya PLN melalui jalur tunggal. Tiap busbar memasok beban redundan. Secara prosedural, bila terjadi kegagalan pada salah satu dari ketiga busbar, akan mengakibatkan gagalnya operasi reaktor. Kelemahan ini dapat diselesaikan dengan melakukan modifikasi pada konfigurasi busbar yaitu dengan cara mengabungkan ketiganya menggunakan kabel daya sedemikian sehingga panel distribusi primer tersebut akan berubah sifatnya menjadi “three in one” yang saling melengkapi. Perubahan tersebut akan menjadi konfigurasi baru dengan tingkat keandalan yang berbeda dibandingkan dengan konfigurasi busbar terpasang. Makalah ini akan menghitung tingkat keandalan konfigurasi busbar terpasang dan konfigurasi busbar hasil modifikasi. Perhitungan dengan rumus-rumus keandalan dan menggunakan parameter laju kegagalan peralatan listrik yang mendukung konfigurasi busbar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa, keandalan panel distribusi primer terpasang adalah 0.9728807076, dan keandalan panel distribusi hasil modifikasi adalah 0.9996537791. Dengan kata lain terjadi peningkatan keandalan panel distribusi primer sebesar 2.75%.ABSTRACT CALCULATION ON RELIABILITY OF COMBINING THE DISTRIBUTION LINE OF THE MULTI PURPOSE REACTOR G.A.SIWABESSY ELECTRICAL SYSTEMS. In the RSG-GAS electrical systems, distribution lines was supplied from three primary distribution panel, they are busbar BHA, busbar BHB, and busbar BHC that are working independently. All three busbar are supplied by only one source of power supply through a single PLN. Each busbar supplies the redundant load. By procedure it is recoqnized that failure one of the three busbar causing failure of the reactor operation. This weakness can be resolved by modifying the busbar configuration that is by combining them using the power cable so that the primary distribution panel will change its nature be “three in one " complementary. Such changes will be a new configuration with different levels of reliability than that of the present busbar configuration. This paper calculates the reliability of both busbar configurations installed and modified busbar configuration. Calculation was carried out using reliability formulas and the electrical equipment failure rate parameters that support the busbar configuration. By calculation result gives that the reliability of the primary distribution panel installed is 0.9728807076, and reliability of the modified distribution panel is 0.9996537791. In other words there are increases in the reliability of the primary distribution panel by 2.75 %
EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN
Get PDFReaktor Serba Guna RSG GAS sudah memasuki usia ke 26 tahun sejak bulan Agustus 2012 yang lalu. Untuk itu perlu dilakukan evaluasi keselamatan dari segala aspek pengoperasian reaktor agar dapat memberikan data yang cukup bagi para pengambil keputusan sebagai bahan pertimbangan untuk meletakkan kebijakan rencana pengoperasian di masa datang terutama dalam rangka menjamin keamanan dan keselamatan operasi selanjutnya sampai batas usianya sekaligus untuk memenuhi ketentuan dalam Peraturan Kepala BAPETEN N0. 2/Tahun 2011, yang mewajibkan Pengusaha Instalasi melakukan verifikasi keselamatan reaktor paling sedikit dalam tiap kurun waktu 5 tahun. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kinerja sistem keselamatan reaktor RSG-GAS yang meliputi aspek nuklir, thermohidraulik dan radiasi, selama reaktor 25 tahun beroperasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengumpulkan semua data pengoperasian reaktor selama 25 tahun dan kemudian dibandingkan dengan batasan dan ketentuan keselamatan operasi reaktor. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa reaktor beroperasi dengan aman. Pada saat operasi normal, parameter keselamatan berharga dibawah batas keselamatan operasi. Pada saat terjadi kegagalan dan gangguan operasi, sistem proteksi raktor berfungsi baik dengan memadamkan reaktor.Sejumlah 27 kejadian operasi telah terjadi selama kurun waktu 25 tahun tergolong dalam skala 1 (anomali) dan nol (deviasi) dari skala INES yang tidak menimbulkan dampak radiologis.ABSTRACKEvaluation on the Performance of Safety Systems of the RSG-GAS Reactor During 25 Years Operation. The RSG GAS reactor in Serpong was stepping the age of 26 years since August 2012. It is of necessary to evaluate the safety of all operational aspects in order to provide adequate data for the decision maker to plan the next operation program especially to guarantee the safe operation until the end of its designed age, and to respon the Regulation of BAPETEN N0. 2/2011, by which request a self safety verification by licensee at least once every 5 years. The aim of the research is to know the performance of safety syatems of the RSG GAS reactor comprising nuclear, thermalhydraulics and radiation aspects, during its 25 years operation. Evaluation was done by collecting all operation data in periode of 25 years and then compared to the safety limits and conditions of reactor operation. The results showed that during the periode the reactor was operated in a safe manner. During normal operations all safety parameters show the values lower than the safety limits. While during incidents or disturbances conditions, the reactor protection system always took actions to shut the reactor down. A number of 27 incidents have taken place but in scale 1 (anomaly) and nol (deviation) of the INES Scale which means no radiological impacts occcured.
ANALISIS KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 15 MW
Get PDFANALISIS KUANTITATIF SOURCE-TERM RSG-GAS PADA OPERASI DAYA 15 MW. Telah dilakukan analisis kuantitatif source-term RSG-GAS yang berbahan bakar U3Si2-Al pada daya 15 WM. Analisis ini perlu dilakukan untuk membuktikan bahwa persyaratan proteksi radiasi yaitu dicapainya ALARA tetap terjaga dan dijamin selama reaktor dioperasikan. Analisis dilakukan dengan mendata komponen penyusun teras reaktor dan menghitung produk fisi, produk aktivasi dan aktinida yang timbul selama reaktor dioperasikan. Dari hasil perhitungan radioaktivitas diperoleh radionuklida hasil fisi Uranium diantaranya adalah Sr-89, Sr-90, Y-91, Nb-97, Xe-133, I-133, Cs-137, Cs-138, Pr-145, dan Ce-144. Parameter yang digunakan untuk perhitungan adalah daya thermal reaktor P, yield yi, lama operasi t, dan waktu paro T1/2. Dari analisis menunjukkan bahwa source-term beraktivitas besar ditimbulkan karena lama operasi dan waktu paro radionuklidanya. Sistem keselamatan nuklir yang berkaitan dengan keselamatan instalasi, proteksi radiasi, dan keselamatan reaktor telah diterapkan pada fasilitas RSG-GAS sehingga tidak pernah terindikasi adanya source-term lepas ke lingkungan
PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS
Get PDFFasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat digunakan untuk iradiasi target silikon sesuai standar. Oleh sebab itu RSG-GAS sedang melakukan persiapan fasilitas tersebut dengan harapan dapat melayani iradiasi target silikon sebagai bahan semi konduktor yang sesuai standar. Sebagai rujukan yaitu fasilitas doping silikon di reaktor FRM II, Munich, Jerman yang telah mampu menghasilkan bahan semi konduktor sebanyak 10 ton semenjak tahun 2008. Persiapan yang dilakukan antara lain untuk mendapatkan informasi tentang persyaratan sebuah fasilitas doping silikon agar dapat menghasilkan bahan semi konduktor yang berkualitas. Informasi diperoleh dengan mempelajari langsung kegiatan iradiasi target silikon di FRM II. Hasil pengamatan menyimpulkan bahwa fasilitas doping silikon RSG-GAS memungkinkan untuk melayani iradiasi silikon dengan syarat posisi iradiasi fasilitas memiliki penyimpangan distribusi fluks netron arah aksial < 5 % dan arah radial < 3 %, sistem pengendali putaran target, peta posisi profil distribusi fluks netron sebagai fungsi posisi batang kendali reaktor dan memiliki alat ukur resistivitas.ABSTRACT "PREPARATION OF RSG-GAS SILOCON DOPING FACILITY" Silicon doping facility at RSG-GAS has not been able to irradiate silicon target according to standard yet. Therefore RSG-GAS is preparing the facility in the hope that it can serve Si target irradiation for semiconductor materials according to standard. As a reference is silicon doping facility at reactor FRM II, Munich , Germany which has produced semiconductor materials of 10 tons since 2008. The preparations were done among other things to get information about requirements of a silicon doping facility in order to produce semiconductor materials which has a certain quality. The information were obtained by observation of Si irradiation activity at FRM II. The observation results concluded that RSG-GAS silicon doping facility enable to serve the Si irradiation with requirements that irradiation position of the facility has deviation of neutron flux distribution in the axial < 5 % and radial < 3 %, control system of target rotation, profile positions of neutron flux distribution as a function of control rods positions and availability of resistivity measuring device
EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI
Get PDFEVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI. Alat penukar panas merupakan alat utama yang perlu dijaga kinerjanya, agar pengoperasian reaktor dapat dipertahankan keselamatannya. Salah satu tindakan yang diperlukan adalah melakukan inspeksi ke bagian dalam alat penukar panas untuk mengetahui tingkat pengotor yang mengendap dibagian dalam pipa. Koefisien perpindahan panas global (Ug) merupaka program tasiran unjuk kerja dari alat penukar panas tersebut. Tulisan ini merupakan hasil kegiatan terhadap unjuk kerja alat penukar panas pasca inspeksi tahun 2006. Dengan mengamati suhu keluar dan masuk sistem primer dan sekunder dapat dihitung & diketahui harga terendah Ug selama pengamatan yakni 68,227 k cal/men m2 oK. Harga ini terbukti masih diatas harga keselamatan sebesar 41,092 k cal/ men m2 oK. Dapat disimpulkan bahwa kinerja alat penukar panas BC 02 masih bagus dan melum perlu dilakukan inspeksi ulang