REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
PEMBUATAN ALAT PENANGANAN ELEMEN TERAS MULTIGUNA REAKTOR RSG-GAS
No full textPEMBUATAN ALAT PENANGANAN ELEMEN TERAS MULTIGUNA REAKTOR RSG-GAS. Untuk melengkapi kebutuhan peralatan penanganan elemen teras yang mudah dioperasikan serta memenuhi kriteria keselamatan yang tinggi, maka telah dibuat suatu alat penanganan elemen teras multiguna di PRSG. Dalam proses pembuatannya komponen yang digunakan sama dengan peralatan penanganan elemen teras lama, baik jenis material maupun ukurannya. Material yang digunakan untuk alat penanganan elemen teras multiguna ini adalah pipa Al 6063 diameter 25,4 x 1 mm sebagai pipa dalam yang berfungsi untuk pengunci dan pipa Al 6063 diameter 45 x 2 mm merupakan pipa luar yang berfungsi sebagai pemegang dan pemindah. Tahapan pembuatan alat penanganan elemen teras multiguna dimulai dari identifikasi masalah, perancangan dan pembuatan gambar teknis, fabrikasi, instalasi dan uji fungsi. Dari hasil uji fungsi yang dilakukan diperoleh hasil bahwa alat ini dapat berfungsi dengan baik, serta efektif dalam pengoperasiannya. Kata kunci : Alat penanganan elemen teras, pembuatan dan pengujia
Kajian Penggunaan Opc Server Untuk Pembuatan Penampil Daya Reaktor
Get PDFMode operasi reaktor RSG-GAS meliputi daya rendah (kW) hingga daya tinggi (MW). Saat ini penampil daya hanya menampilkan daya dalam orde MW. Untuk itu perlu dibuat penampil daya yang mampu menampilkan daya dalam range yang lebih lebar untuk melengkapi penampil daya yang ada. Perangkat penampil digital daya reaktor dibangun dengan perangkat OPC server, labview dan memanfaatkan kanal daya JKT04 yang digunakan sebagai pedoman penentuan besar daya reaktor. Dari hasil pengujian, program penampil digital daya reaktor berhasil menampilkan daya reaktor dari orde kW sampai dengan MW dan perhitungan faktor konversi arus JKT04 (ampere) ke skala daya (watt) dapat dilakukan secara akurat dan otomatis. Semua hasil perhitungan program dapat disimpan ke dalam file dalam format excel sebagai basis data. Perangkat ini dapat diterapkan di RSG-GAS dengan harapan dapat digunakan sebagai penampil daya untuk operasi daya rendah hingga daya tinggi dan sebagai sarana untuk menunjang penelitian tentang daya kalorimetri reaktor.Kata Kunci :Penampil daya, Faktor Konversi, Kanal daya, OPC serve
RADIOGRAFI SINAR-X INTERMITEN DAN KONSTAN PADA LAS
No full textRADIOGRAFI SINAR-X INTERMITEN DAN KONSTAN PADA LAS. Pengaplikasian radio-grafi sinar-X sudah berkembang dan sudah banyak dimanfaatkan pada bahan metal las. Radiografi ini menggunakan sumber radiasi dari mesin sinar-X Intermiten dan Konstan. Penelitian ini bermaksud mengaplikasikan radiografi digital menggunakan sumber sinar-X dan menggunakan media pemindai film positip Epson V700 untuk pendigitalisasian hasil radiografi konvensional film pada sampel las. Telah dilakukan pengujian radiografi menggunakan film AGFA D7 untuk mendapatkan kontras medium, kepekaan medium dan kualitas bayangan (image) yang baik, menggunakan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal, dan menggunakan media pemindai film positip dan sumber sinar-X dengan parameter pengamatan densitas film radiografi dan bentuk cacat. Tujuan radiografi ini untuk mengetahui hasil pencitraan yang baik untuk evaluasi cacat atau diskontinuitas sampel las seperti porositas, retak, slag inklusi yang akan mengganggu kelayakan pakai. Waktu paparan sinar-X adalah 50 detik untuk ketebalan sampel las 12,2 mm dan SFD 700 cm dengan menggunakan tegangan tinggi mesin sinar-X Intermiten dan Konstan sebesar 160 kV dan arus listrik 5 mA. Hasil pemindai film positip berupa radiografi digital yang memungkinkan untuk proses transfer data digital atau penyimpanan data digital secara komputerisasi. Hasil pengujian radiografi pada sampel las dengan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal didapat parameter densitas film radiografi untuk film AGFA D7 pada Rigaku adalah 2,05; 2,03; 2,09 dan pada Isovolt adalah 2,22; 2,25; 2,26, penumbra hasil radiografi didapat 0,044 mm, dan sensitivitas film radigrafi adalah 2,049%. Ditemukan cacat IP, LF, dan porositas yang signifikan. Status densitas film sudah sesuai dengan standar yang diacu dan dapat didigitalisasiRADIOGRAFI SINAR-XINTERMITEN DAN KONSTAN PADALAS. Pengaplikasian radio-grafi sinar-X sudah berkembang dan sudah banyak dimanfaatkan padabahan metal las. Radiografi ini menggunakan sumber radiasi dari mesin sinar-X Intermiten dan Konstan. Penelitian ini bermaksudmengaplikasikan radiografi digital menggunakan sumber sinar-X dan menggunakan media pemindai film positip Epson V700 untuk pendigitalisasian hasil radiografi konvensional film pada sampel las. Telah dilakukan pengujian radiografi menggunakan film AGFA D7 untuk mendapatkan kontras medium, kepekaan medium dan kualitas bayangan (image) yang baik,menggunakan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal, dan menggunakan media pemindai film positip dan sumber sinar-X dengan parameter pengamatan densitas film radiografi dan bentuk cacat. Tujuan radiografi ini untuk mengetahui hasil pencitraan yang baik untuk evaluasi cacat atau diskontinuitas sampel las seperti porositas, retak, slag inklusi yang akan mengganggu kelayakan pakai. Waktu paparan sinar-X adalah 50 detik untuk ketebalan sampel las 12,2 mm dan SFD 700 cm dengan menggunakan tegangan tinggi mesin sinar-X Intermitendan Konstan sebesar 160 kV dan arus listrik 5 mA. Hasil pemindai film positip berupa radiografi digital yang memungkinkan untuk proses transfer data digital atau penyimpanan data digital secara komputerisasi. Hasil pengujian radiografi pada sampel las dengan metode Ketebalan Tunggal Bayangan Tunggal didapat parameter densitas film radiografi untuk film AGFA D7pada Rigaku adalah 2,05; 2,03; 2,09 dan pada Isovolt adalah 2,22; 2,25; 2,26, penumbra hasil radiografi didapat 0,044 mm, dan sensitivitas film radigrafi adalah 2,049%. Ditemukan cacat IP, LF, dan porositas yang signifikan. Status densitas film sudah sesuai dengan standar yang diacu dan dapat didigitalisas
ANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1
No full textANALISIS RADIASI TERHADAP FUNGSI KETINGGIAN AIR KOLAM REAKTOR MENGGUNAKAN ORIGEN2.1. Air pada kolam reaktor selain berfungsi sebagai pendingin, juga berfungsi sebagai penahan radiasi yang bersumber dari berbagai komponen yang teraktivasi. Tujuan dari penelitian ini untuk menentukan nilai paparan radiasi di atas kolam reaktor sebagai fungsi ketinggian air kolam reaktor. Model komputasi dengan kode atau program komputer ORIGEN2.1 digunakan untuk menghitung inventori hasil belah dan inventori bahan bakar reaktor. Proses simulasi dilakukan pada akhir siklus ke-89 dengan variasi waktu tunda 244 hari, 8 hingga 80,2 tahun untuk mengetahui paparan radiasi di atas permukaan kolam. Penentuan waktu tunda berdasarkan waktu paruh terpanjang untuk hasil perhitungan produk aktivasi yakni Zn-65 yang memiliki waktu paruh 244 hari, dan setiap kelipatan 8 tahun dengan mempertimbangkan waktu paruh dari Zn-65. Dari hasil perhitungan diperoleh paparan radiasi sebesar 1,33.10-15 mR/jam di permukaan kolam reaktor. Sedangkan pada jarak 100 cm tanpa penahan air sebesar 463.029.153,38 mR/jam, setelah 80,2 tahun paparan radiasi pada jarak 100 cm tanpa penahan air berkurang menjadi 15,54 mR/jam. Setelah reaktor tidak beroperasi selama 8 tahun hingga 80,2 tahun nilai paparan radiasi tidak berkurang secara signifikan dikarenakan masih terdapat nuklida Fe-55, Ni-59 dan Ni-63 yang memiliki waktu paruh di atas 1 tahun
Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin
Get PDFEvaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin. Sistem pendingin RSG-GAS terdiri dari sistem pendingin primer dan sekunder. Sistem pendingin primer berfungsi untuk mengambil panas dari teras reaktor sedangkan sistem pendingin sekunder berfungsi untuk mengambil panas sistem pendingin primer melalui heat exchanger dan melepasnya ke lingkungan. Sistem pendingin reaktor telah beroperasi lebih dari 28 tahun sehingga perlu dilakukan revitalisasi. Salah satu bagian yang diganti adalah menara pendingin. Kemampuan sistem pendingin reaktor setelah revitalisasi dapat diketahui melalui perbandingan daya kalorimetri sistem pendingin sekunder dan primer serta membandingkan temperatur masuk (Tinlet) dan keluar (Toutlet) sistem pendingin reaktor dengan nilai desainnya. Dari hasil perbandingan menunjukan perubahan daya kalorimetri di sisi primer sebanding dengan perubahan daya kalorimetri sisi sekunder. Hal ini menunjukan tranfer panas dari sistem pendingin primer ke sekunder dan proses pelepasan panas ke lingkungan berjalan dengan baik. Untuk hasil perbandingan Tinlet -Toutlet pendingin reaktor pada daya penuh 30 MW, Tinlet -Toutlet sistem pendingin primer dan sekunder tidak melampaui nilai batas maksimal desain. Dari semua perbandingan menunjukan menara pendingin baru sistem pendingin sekunder memberikan tingkat kemampuan pembuangan panas yang lebih baik pada saat reaktor beroperasi.Kata kunci: Reaktor RSG-GAS, sistem pendingin reaktor, daya kalorimetri
PERANCANGAN APLIKASI SISTEM INFORMASI PERAWATAN NON RUTIN REAKTOR RSG-GAS BERBASIS WEB
Get PDFPERANCANGAN APLIKASI SISTEM INFORMASI PERAWATAN NON RUTIN REAKTOR RSG-GAS BERBASIS WEB. Perawatan reaktor dibagi menjadi 2 bagian, yaitu perawatan rutin yang terjadwal dan perawatan non rutin yang dilakukan berdasarkan gangguan/kerusakan. Kegiatan perawatan merupakan hal yang sangat penting bagi pengoperasian reaktor. Meskipun demikian, mekanisme pekerjaannya hingga dokumentasi perawatan reaktor RSG-GAS masih menggunakan metode konvensional yang belum memanfaatkan teknologi informasi secara maksimal. Perancangan aplikasi sistem informasi ini dimaksudkan untuk menyediakan data maupun informasi yang berkaitan dengan proses bisnis pelaksanaan kegiatan perawatan non rutin. Pada metode perancangan akan dibahas mengenai proses/alur bekerja, kebutuhan pengguna, desain aplikasi hingga basis data perawatan. Dari hasil perancangan sistem informasi perawatan non rutin reaktor RSG-GAS dapat diimplementasikan dengan baik sehingga sudah dapat menggantikan perawatan non rutin yang masih berjalan secara konvensional. Sehingga perancangan ini memudahkan penelusuran data perawatan, mengetahui riwayat gangguan serta penggunaan suku cadang. Keywords: Sistem Informasi, Perawatan Non Rutin, SSK RSG-GAS, Perancanga
KAJIAN REVISI PERATURAN KEPALA BATAN NO. 020/KA/I/2012 TENTANG PEDOMAN PENILAIAN RISIKO KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA
No full textKAJIAN REVISI PERATURAN KEPALA BATAN NOMOR 020/KA/I/2012 TENTANG PEDOMAN PENILAIAN RISIKO KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA. Badan Tenaga Nuklir Nasional sebagaibadan pengoperasi fasilitas radiasi nuklir maupun non nuklir sangat memprioritaskan keselamatan dalam setiap kegiatannya. Menyadari perkembangan kegiatan pengoperasian fasilitas yang makin berkembang serta waktu pemberlakuan Perka Batan No. 020/KA/I/2012 yang sudah memasuki tahap revisi, maka Perka ini perlu dilakukan revisi. Kajian pada revisi ini difokuskan pada adanya perubahan pada skala konsekuensi dan nilai pada skala risiko. Adanya perubahan dari 5 (lima) skala konsekuensi menjadi 3 (tiga) skala konsekuesi hal ini akan mengakibatkanperubahan pada penilaian pemeringkatan risiko pada suatu aktivitas. Dengan 3 (tiga) konsekuensi maka ini maka perhitungan risiko harus dibuat dengan lebih seksama karena akan sangat berpengaruh besar terhadap nilai perhitungan skala risiko, tindakan yang akan diterima, pengendaliannya maupun dampak tidak langsung terhadap penguatan SMK3 dan Budaya Keselamatan
