REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
HOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION
Get PDFHOLDER DESIGN EVALUATION OF GAMMA AREA MONITOR IN SOLID RADIOACTIVE WASTE INTERM STORAGE ROOM OF RADIOMETALURGY INSTALLATION. Radiometalurgy Installation (RMI) is one of Non-Reactor Nuclear Installation where post-irradiation examination (PIE) take place, which give gamma radiation ranged from one µSv/h to the order of mSv/h. The PIE activity produce high-activity radioactive waste as a by-product that stored temporarily in RMI Building. The temporary solid radioactive waste storage room is equipped with in situ gamma area monitor (GAM) as a mean of external radiation protection for radioactive waste operator. This research is conducted to understand the characteristic of GAM Detector and evaluate the positioning of detector, the design of detector holder, and the threshold setting of radiation detection alarm in The temporary solid radioactive waste storage room. The research is conducted by measuring a standard radiation source Cs-137 with the activity of 1 µCi using GAM Detector with variation of position in 4 point, which are in the middle-front of detector, the front-side of the detector vessel, the middle of detector vessel, and back-end of detector vessel, along with variation of source to detector distance, which are 0 cm, 10 cm, 20 cm, 30 cm, 40 cm, and 50 cm. The measurement done in the middle-front of the detector give the highest dose of gamma radiation measured which are 5.63, 4.20, 0.58, 0.28 μSv/h. The result of gamma radiation dose measurement by the detector shows that the closer the source to middle-front part of the detector the higher the radiation measured. The holder design of the gamma radiation detector used in the current GAM device provides information on the gamma radiation dose rate of 74.26% of the actual dose rate. The detector holder currently positioned the middle-front side of the detector upwards therefore the design of detector holder needs to be modified in order for the detector to measure the dose more effectively and give the true number of dose measure
Evaluasi Revitalisasi Sistem Alarm Kebakaran Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)
Get PDFSistem alarm kebakaran merupakan salah satu bagian dari sistem instrumentasi dan kendali di PRSG. Setelah digunakan lebih dari 30 tahun, sistem ini banyak mengalami gangguan berupa seringnya muncul alarm palsu (false alarm). Disamping itu beberapa sensor telah mengalami kerusakan sehingga tidak dapat mendeteksi apabila terjadi kejadian kebakaran di PRSG. Sistem alarm kebakaran yang lama masih menggunakan sensor yang terdapat zat radioaktif berupa Amerisium (Am-241) untuk mendeteksi asap yang secara aturan internasional telah dilarang penggunaannya. Seiring dengan perkembangan teknologi, sistem baru yang dipasang dapat dilakukan pemrograman sehingga dapat memudahkan teknisi dalam melakukan perawatan dan membantu operator dalam mendeteksi kebakaran karena dilengkapi dengan tampilan Human Machine Interface (HMI). Karena alasan tersebut, maka sistem alarm kebakaran ini perlu dilakukan revitalisasi agar sistem dapat bekerja secara baik dalam mendeteksi kebakaran. Sistem ini terdiri dari 4 jenis sensor yaitu sensor aktif berupa sensor asap dan suhu, sensor asap berupa kamera, sensor pasif berupa kotak alarm manual (manual call point), dan sensor jalur alarm (alarm line). Keempat jenis sensor ini dipasang mengelilingi jalur alarm kebakaran seluruh gedung di PRSG dan mengirim sinyal ke panel kendali alarm kebakaran kemudian alarm tersebut ditampilkan pada panel tegak di Ruang Kendali Utama (RKU). Metode revitalisasi dilakukan dengan mempelajari sistem yang lama, melakukan pengumpulan data Input/Output (I/O), instalasi sistem dengan mengganti seluruh komponen dari sistem yang lama, pembuatan program, dan pembuatan tampilan HMI. Hasil pengujian menunjukkan sistem alarm kebakaran dapat bekerja dengan baik dalam mendeteksi kebakaran di PRSG dan dengan cepat dapat memudahkan operator dan petugas pengamanan dalam menemukan titik dimana kebakaran terjadi.Kata kunci: revitalisasi, sistem alarm kebakaran, PRS
Analisa Kebutuhan Make Up Water Cooling Tower RSG-GAS pada Daya 30 MW Setelah Revitalisasi
Get PDFAkibat kondisi dan usia dari cooling tower RSG-GAS maka telah dilakukan revitalisasi pada cooling tower tersebut. Cooling tower yang baru mempunyai tipe sama dengan tipe sebelumnya, yaitu tipe Mechanical induced draft, counter flow, Inline, Closed end. Akibat penggantian/revitalisasi cooling tower RSG-GAS maka perlu dilakukan kajian yang berkaitan dengan besarnya kehilangan air. Kehilangan air pada cooling tower terdiri atas: evaporation loss (We), Drift loss (Wd) dan blowdown (Wb). Besarnya kehilangan air berdasarkan desain 93,8074 m3/h, hasil perhitungan 53,1286 m3/h dan hasil pengamatan adalah sebesarnya 39,4548 m3/h. Kehilangan air pada cooling tower perlu dilakukan perhitungan karena berkaitan dengan kemampuan pompa PA-04 dalam mengkompensasi kehilangan air tersebut. Dengan kemampuan pompa PA-04 yang mempunyai kapasitas 100 m3/h, maka dapat dipastikan bahwa pompa PA-04 masih mampu untuk mengkompensasi kehilangan air di cooling tower. Kata kunci : make up water, revitalisasi cooling tower, kehilangan ai
Kajian Kinerja Alarm Unit Emergency di Ruang Balai Operasi Reaktor
Get PDFBalai operasi reaktor RSG-GAS merupakan ruangan utama dimana terdapat kolam reaktor serta kolam penyimpanan bahan bakar bekas (sementara). Kegiatan pekerjaan dalam ruangan ini selalu ada, baik dalam keadaan reaktor sedang beroperasi maupun sedang tidak beroperasi, kegiatan tersebut antara lain: memasukkan sampel dan mengeluarkan berbagai macam target iradiasi pada kolam reaktor, kegiatan penanganan target (pemindahan, pembungkusan atau pengeluaran) pascairadiasi, kegiatan perawatan dan perbaikan komponen reaktor (fasilitas iradiasi, detektor neutron, refuelling bahan bakar), penanganan limbah radioaktif dan lain-lain. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan pekerja radiasi terrhindari menerima paparan berlebih, maka Balai Operasi dilengkapi dengan 4 sistem proteksi radiasi berupa peralatan pemantau laju dosis gamma (UJA07 CR001/002/003/004) dan satu unit Alarm Emergency (AUE) yang terpasang di dekat pintu masuk Balai Operasi. Sejak reaktor mulai beroperasi pada tahun 1987 sistem AUE tersebut tidak pernah dilakukan uji fungsi, sedangkan sistem pemantau radiasi yang lain secara periodik enam bulan dan satu tahun selalu dilakukan pengujian. Hal ini dikarenakan sistem AUE tersebut tidak masuk dalam program perawatan dan perbaikan yang tertuang dalam Maintanance and Repair Manual (MRM). Hal tersebut kemudian menjadi temuan BAPETEN karena tidak dapat menunjukkan bukti bahwa AUE tersebut masih berfungsi. Permasalahan tersebut kemudian menjadi latar belakang perlunya dilakukan kajian uji fungsi terhadap AUE. Kajian dilakukan dengan menelusuri dokumen Spesification dan dokumen Turn Over Package (TOP). Dari hasil kajian dan penelusuran dokumen diperoleh data bahwa Sistem AUE dapat berfungsi apabila 2 dari 4 sistem pemantau laju dosis gamma yang berada di Balai Operasi menunjukkan nilai ≥ 1.104 mR/jam. Selanjutnya dilakukan pengujian dengan simulasi menggunakan sumber standard dengan hasil bahwa sistem AUE dapat beroperasi dan berfungsi dengan baik. Sebagai tindak lanjut akan dilakukan pengujian secara berkala setiap enam dan tahunan sesuai dengan schedule MRM yang ada di RSG-GAS Kata kunci : Kajian , alarm unit emergency, Reaktor, Balai Operasi, perawata
