REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
PENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI
Get PDFPENGEMBANGAN PERANGKAT KENDALI JARAK JAUH SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR KARTINI.Telah dibuat perangkat kendali jarak jauh sistem pendingin primer Reaktor Kartini. Perangkat ini dibuat untuk meningkatkan efisiensi waktu dan tenaga operator reaktor yang sebelumnya pengoperasian pompa pendingin primer dilakukan secara manual dengan berjalan dari ruang kendali utama berada di lantai 3 menuju panel kendali yang berada di lantai 1. Perangkat ini dibuat menggunakan komponen utama berupa programmable logic controller Siemens S7-1200. Pembuatan perangkat dilakukan dengan langkah-langkah berupa modifikasi wiring kendali sistem pendingin primer, pembuatan halaman web menggunakan kode Hypertext Markup Language sebagai user interface, seting komunikasi nirkabel antara Programmable Logic Controller dengan komputer di Ruang Kendali Utama menggunakan protokol Transmission Control Protocol/Internet Protocol, dan pengujian perangkat secara keseluruhan. Hasil pengujian menunjukkan bahwa pengembangan perangkat ini tidak mengganggu kinerja kendali lokal dari sistem pendingin primer yang sudah ada. Waktu yang dibutuhkan untuk sekali menghidupkan/mematikan sistem Primer juga berkurang dari rata-rata 1 menit menjadi 2 detik. Pengembangan perangkat ini memberikan kemudahan berupa usaha dan waktu yang digunakan operator untuk menghidupkan/ mematikan sistem primer menjadi lebih ringan dan singkat, dan kendali pengoperasian sistem pendingin primer menjadi terpusat di ruang kendali utama. Kata Kunci: Kendali jarak jauh, sistem pendingin primer, Reaktor Kartini, PLC
PERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS
Get PDFPERANCANGAN ALGORITMA PADA PENGEMBANGAN OTOMATISASI SISTEM RABBIT PNEUMATIK DI REAKTOR RSG-GAS. Algoritma merupakan urutan langkah-langkah kegiatan atau proses dalam suatu sistem. Perancangan Algoritma ini akan dipergunakan untuk menentukan langkah pada sistem otomatisasi rabbit pneumatik. Algoritma ini merupakan alur pemikiran dalam merancang perangkat lunak pada sistem otomatisasi pengirim kapsul penumatic rabbit yang sedang dikembangkan oleh PRSG. Tujuan dari tulisan ini adalah merancang Algoritma untuk menentukan pembuatan perangkat lunak sehingga sistem dapat beroperasi secara otomatis. Langkah awal otomatisasi dimulai dengan pengaturan waktu iradiasi, kemudian tekan tombol iradiasi. Ketika waktu iradiasi telah diisi dan tombol iradiasi ditekan maka solenoid valve terbuka dan suplai udara bertekanan akan medorong kapsul. Dalam perjalanannya kapsul setelah melewati sensor CG 002, maka media pendorong akan berganti ke gas Nitrogen yang akan bersirkulasi selama iradiasi berlangsung. Kapsul juga akan melewati sensor CG 001 untuk mengaktifkan waktu iradiasi setelah 1 detik. Proses iradiasi akan berlangsung sesuai dengan pengaturan waktu iradiasi, dan apabila waktu iradiasi selesai maka kapsul akan kembali secara otomatis menuju ke counter station di ruang Laboratorium AAN untuk dilakukan akusisi data. Dari counter station kapsul dapat dikirim kembali ke posisi iradiasi/re-iradiasi atau dikenal dengan sistem ping-pong. Jika re-iradiasi tidak diperlukan kapsul dapat dikirimkan menuju ke waste station untuk disimpan sebagai limbah. Perancangan algoritma akan digunakan sebagai dasar dalam pembuatan perangkat lunak, walaupun dalam prakteknya akan banyak modifikasi dan sangat dinamis sesuai dengan permintaan user
Tinjauan Keselamatan Operasi Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy setelah Penggantian Menara Pendingin
Get PDFMenara pendingin Reaktor RSG-GAS telah diganti dengan menara pendingin yang menggunakan teknologi baru. Penggantian menara pendingin didasarkan atas kebutuhan kemampuan pemindahan panas oleh menara pendingin ke lingkungan pada daya nominal 30 MW. Penggantian menara pendingin diharapkan dapat memenuhi aspek keselamatan berupa batasan dan kondisi operasi (BKO) reaktor berupa temperatur pendingin primer masuk teras tidak boleh melebihi nilai batas 42 oC. Bila melebihi batasan tersebut maka sistem proteksi reaktor (SPR) akan mengambil tindakan keselamatan otomatis berupa SCRAM reaktor. Kinerja menara pendingin ditunjukkan dengan parameter range, approach, dan effectiveness. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai ketiga parameter tersebut secara berurutan adalah 7,02 oC, 4,93 oC, dan 59,15 %. Operasi reaktor pada daya nominal 30 MW menunjukkan bahwa parameter temperatur pendingin primer masuk teras adalah 36 oC jauh di bawah nilai batas 42 oC sehingga memenuhi aspek keselamatan operasi reakto
PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT
Get PDFPERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT. Pada kondisi kecelakaan yang dipostulasikan yaitu kecelakaan melebihi batas desain dengan 5 elemen bahan bakar meleleh akan mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong reaktor yang menyebabkan RSG-GAS dalam keadaan kedaruratan nuklir. Dalam kondisi kedaruratan nuklir diperlukan tindakan segera mungkin untuk menghindari ekskalasi yang lebih besar terhadap dampak radiasi internal pada personil disekitar RSG-GAS. Pada program kesiapsiagaan nuklir RSG-GAS telah disiapkan code untuk perhitungan radioaktivitas udara yang lepas ke lingkungan melalui cerobong. Pada tulisan ini dilakukkan perhitungan radioaktivitas I-131 di udara yang lepas kelingkungan melalai cerobong dengan program code Hotspot. Pada perhitungan ini fokus pada I-131 dikarenakan dapat memberikan dampak negative pada personil yang menerima dosis melebihi batas. Selain itu nuklida I-131 di udara yang dominan lebih cepat terlepas ke lingkungan. Perhitungan radioaktivitas udara untuk nuklida I-131 dilakukan dengan menggunakan source term nilai aktivitas nuklida I-131 dengan variasi kecepatan udara 1 m/detik sampai dengan 5 m/detik. Variasi kecepatan angin diambil berdasarkan kondisi meteorologi dan klimatologi disekitar reaktor. Kecepatan angin 1 m/detik jarak 15 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,30E-02 Bq/cm3 , kecepatan angin 2 m/detik jarak 25 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,60E-2 Bq/cm3 , kecepatan angin 3 m/detik jarak 35 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,30E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 4 m/detik jarak 45 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,60E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 5 m/detik jarak 50 Km radioaktivitas nuklida I-131 5,40E-2 Bq/cm3. Kata kunci : Radioaktivitas Iodine-131, Software Hotspot, Kedaruratan nukli
PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS
Get PDFPENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS. Koefisien reaktivitas daya adalah parameter neutronik yang sangat penting untuk keselamatan operasi reaktor. Koefisien reaktivitas daya merupakan kombinasi dari koefisien reaktivitas doppler, moderator dan void. Koefisien reaktivitas daya didesain bernilai negative. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menghitung koefisien reaktivitas daya reaktor RSG-GAS melalui experiment penaikan daya. Koefisien reaktivitas daya ditentukan dengan menaikkan daya dari 1 – 15 MW secara bertahap dengan posisi batang kendali bank tetap dan batang kendali pengatur berubah. Perubahan reaktivitas ditentukan sesuai dengan posisi batang kendali pengatur. Dari hasil perhitungan diketahui koefisien reaktivitas daya rata-rata sebesar -1.028 sen/MW dan akan semakin negative mengikuti kenaikan daya. Hal ini terjadi karena kenaikan daya reaktor akan meningkatkan temperatur bahan bakar yang mengakibatkan terjadinya efek doppler. Efek doppler menyebabkan terjadinya pelebaran puncak neutron resonansi yang akan meningkatkan serapan neutron oleh U-238. Hal ini mengakibatkan berkurangnya jumlah neutron termal yang diserap oleh U-235 Sehingga Keff menjadi berkurang dan reaktifitas akan menurun (negative). Selain itu peningkatan temperature moderator akibat naiknya temperatur bahan bakar akan mengakibat menurunnya daya moderasi pendingin reaktor. Dengan nilai koefisien reaktivitas daya yang negative dan semakin negative mengikuti kenaikan daya maka reaktor dapat dioperasikan dengan selamat dan stabil. Kata Kunci : reaktivitas, daya, batang kendali pengatur
Perhitungan Nilai Efisiensi Pencacahan Hampiran Untuk Detektor HPGe Pada Spektrometer Gamma Menggunakan Metode Kuadrat Terkecil
Get PDFSpektrometer gamma merupakan salah satu perangkat spektroskopi nuklir yang sering digunakan untuk pelaksanaan karakterisasi radiologis, yang terkait dengan aspek keselamatan radiologis pengoperasian reaktor riset. Oleh karena itu, dibutuhkan spektrometer gamma dengan performa yang baik, untuk menjamin penerapan aspek keselamatan tersebut. Salah satu indikator yang merepresentasikan performa dari suatu perangkat spektrometer gamma adalah performa analisis kuantitatif dari perangkat spektrometer gamma tersebut, yang sangat bergantung dengan efisiensi pencacahan dari detektor pada spektrometer gamma tersebut. Apabila sampel yang akan dianalisis sama dengan sumber standar yang dimiliki, maka efisiensi pencacahan dapat diperoleh dengan menggunakan metode komparatif. Namun, hampir tidak mungkin untuk menyediakan semua sumber standar yang sama dengan sampel yang akan dianalisis. Sehingga, untuk analisis kuantitatif suatu sampel yang berbeda dengan sumber standar yang tersedia, dibutuhkan nilai efisiensi pencacahan hampiran untuk rentang energi gamma tertentu. Pada tulisan ini, diberikan hasil penerapan metode kuadrat terkecil untuk perhitungan nilai hampiran dari efisiensi pencacahan detektor HPGe pada salah satu spektrometer gamma yang dikelola di Pusat Reaktor Serba Guna, untuk rentang energi dari 53,155 keV sampai dengan 1.332,502 keV. Dari percobaan yang telah dilakukan dengan menggunakan salah satu set sumber standar yang tersedia, diperoleh nilai relative error maksimum sebesar 4,01%. Perolehan nilai relative error tersebut sudah memenuhi kriteria keberterimaan yang ditetapkan untuk nilai relative error terhitung, yaitu kurang dari 10%. Dengan demikian, metode kuadrat terkecil dapat digunakan untuk menentukan nilai efisiensi pencacahan hampiran; dengan prosentase kesalahan hasil perhitungan yang rendah, apabila proses pencacahan telah dikondisikan sesuai dengan persyaratan standar. Kata kunci : Spektrometer Gamma, Analisis Kuantitatif, dan Kurva Kalibrasi Efisiensi