REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
Not a member yet
133 research outputs found
Sort by
KAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR KMP-A DI REAKTOR RSG-GAS MBA RI-C
Get PDFABSTRAKKAJIAN SISTEM PENGAWASAN GUDANG BAHAN BAKAR NUKLIR SEGAR DI REAKTOR RSG-GAS. Pemanfaatan bahan nuklir di dalam suatu fasilitas nuklir harus dikendalikan dengan sistem safeguards. Pelaksanaan sistem safeguards yang terintegrasi dengan sistem safety dan security menjadi sangat penting dilaksanakan untuk mencapai tujuan yang sama yaitu menjamin setiap pemanfaatan bahan nuklir hanya untuk tujuan damai sehingga perlindungan terhadap radiasi bagi keselamatan pekerja, lingkungan dan masyarakat dapat dilakukan secara maksimal. Sistem terintegrasi safeguards, safety dan security akan berjalan dengan baik apabila didukung dengan pelaksanaaan sistem pengawasan terhadap pemanfaatan bahan nuklir yang baik pula. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk mengkaji penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar di Reaktor RSG-GAS sesuai sistem terintegrasi safeguards, safety dan security. Lingkup bahasan mencakup aspek penerapan sistem safeguards bahan nuklir segar melalui sistem pelaporan dan pertanggungjawaban bahan nuklir serta aspek safety dan security berupa penerapan sistem pengamanangudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar. Hasil kajian menunjukkan bahwa penerapan sistem pengawasan gudang penyimpanan bahan bakar nuklir segar yang terintegrasi sangat efektif dalam memperkuat system safeguards di Reaktor RSG-GAS sehingga dapat menjamin segala kegiatan terkait pemanfaatan bahan nuklir segar di gudang bahan nuklir segar hanya untuk tujuan damai dan dapat memenuhi standar safety dan security yang baik.Kata kunci: sistem pengawasan, gudang bahan nuklir segar, bahan nuklir segar, reaktor RSG-GAS ABSTRACTASSESSMENT OF MONITORING SYSTEM OF FRESH FUEL STORAGE IN RSG-GAS REACTOR. Utilization of nuclear material in a nuclear facility should be controlled by safeguards system. Implementation of the integrated safeguards system with the safety and security system becomes very important implemented in order to achieve the same goal that is to ensures that any use of nuclear materials is just for peaceful purposes so that protection will be a radiation hazard for workers, the environment and public safety can be done optimally. Integrated safeguards, safety and security system to be succesfull if supported by good execution supervision system to the use of nuclear material. This paper will explain assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A)in RSG-GAS reactor (MBA RI-C) appropriate integrated system of safeguards,safety and security. The scope of discussion include the application of fresh nuclear material safeguards system through a system of reporting and accountability of nuclear material as well as the security of nuclear material fresh in fresh fuel storage in RSG-GAS reactor. Assessment of monitoring system of fresh fuel storage (KMP A) in RSG-GAS reactor (MBA RI-C)is very effective in strengthening the safeguards system in the RSG-GAS (MBA RI-C) thus ensure all activities related to the utilization of fresh fuel storage is for peaceful purposes and to get good standards for safety and security
EVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS
Get PDFEVALUASI PENYEBAB SCRAM PADA KANAL UBL - SISTEM PROTEKSI REAKTOR DALAM PENGOPERASIAN REAKTOR RSG-GAS. Keselamatan dalam pengoperasian reaktor diterapkan oleh Sistem Proteksi Reaktor dengan tindakan scram. Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkan risiko lain. Tujuan dari penelitian ini untuk mengetahui pemicu dan penyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melalui wawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunan fault tree analysis. Hasil deskriptif analitik menyatakan bahwa pemicu timbulnya scram, yaitu kerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat, pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitas positif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram pada kanal unbalanced load, terdiri dari kegagalan sistem instrumentasi, kondisi fluks neutron tidak merata, jatuhnya salah satu batang kendali, terjadinya pengosongan tabung berkas, gangguan handling dan loading sampel iradiasi, dan terjadi panas lokal pada elemen bakar. Karenanya fungsi scram sebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasi untuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalan operasi dapat diminimalisir. Kata kunci: Keselamatan operasi reaktor nuklir; Penyebab kejadian; Scram reaktor; Sistem proteksi reaktor. ABSTRACT SCRAM CAUSE EVALUATION OF UNBALANCED LOAD CHANNEL - REACTOR PROTECTION SYSTEM AT OPERATION OF THE RSG-GAS REACTOR. Safety in the operation of the Reactor Protection System is implemented by the scram action. However scram which often happened is the failure of the operation and poses other risks. The purpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram with analytic descriptive method through interviews, observation and document review, combined with the preparation of fault tree analysis. The analytic descriptive results show that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fast operation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transient reactivity. While the basic causes of the scram incident on channel unbalanced load, consisting ofthe failure of instrumentation systems,neutron flux uneven conditions, the fall of one of control rods, the emptying of the beam tube, interference handling and loading of samples irradiated, and the local hot channel at the fuel elements. Therefore fungction of scram as anticipation of the accident is also the feedback of operating experience for updating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized. Keywords: Cause of the incident; Reactor protection system; Suddenly shutdown of reactor; The safe operation of nuclear reactor
Evaluasi Ketidaksejajaran Motor Dan Pompa Sistem Pendingin Sekunder Reaktor RSG-GAS (PA-01/02/03 AP001)
No full textABSTRAKEVALUASIKETIDAKSEJAJARAN MOTOR DAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.ASIWABESSY (PA-01/02/03 AP001). Sistem pendingin sekunder merupakan peralatan yang sangat penting bagi pengoperasian reaktor. Sistem ini berfungsi untuk melepaskan panas peluruhan dari teras reaktor ke lingkungan setelah melewati sistem pendingin primer. Sistem pendingin sekunder terdiri dari 3 buah pompa sirkulasi dengan 7 buah modul menara pendingin sebagai tempat pelepasan panas yang terbagi dalam 2 jalur operasi. Pemeriksaan ketidaksejajaran pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001 dilakukan sebagai kegiatan perawatan komponen mekanik untuk menjamin keandalan motor pompa pendingin sekunder. Tujuan penulisan ini adalah untuk mengevaluasi hasil kegiatan perawatan pompa pendingin sekunder, sehingga dapat diambil tindakan yang terbaik untuk menjaga keandalan operasi pompa. Evaluasi dilakukan dengan pengambilan data hasil pengukuran ketidaksejajaran motor penggerak terhadap pompa yang berkedudukan tetap. Pemeriksaan ketidaksejajaran telah dilakukan pada motor pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001pada tanggal 24-26 Agustus 2016.Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa nilai ketidaksejajaran motor pompa pendingin sekunder pada posisi vertikal maupun horisontal masih dalam batas yang baik yaitu <0,50 mm. Disimpulkan kerusakan pada bearing, kumparan motor dan kopling pompa dapat diminimalisir, serta pompa pendingin sekunder dapat dioperasikan dengan aman.Kata kunci: Evaluasi, ketidaksejajaran, pompa ABSTRACTEVALUATION OF MISALIGNMENT BETWEEN MOTOR AND PUMP OF THE G.A SIWABESSY REACTOR SECONDARY COOLING SYSTEM (PA-01/02/03 AP001). Secondary cooling system is essential equipment for the operation of the reactor. This system serves to remove decay heat from the reactor core to the OF environment after passing through the primary cooling system. Secondary cooling system consists of three pieces of the circulation pump with 7 modules cooling tower as a heat release operation is divided into two lines. Misalignment examination of the secondary coolant pump PA-01/02/03 AP001 has been done as mechanical component maintenance activities to ensure reliable secondary cooling motor pump. The purpose of this paper is to evaluate the result of maintenance activity of the secondary cooling pump, in order to take the best action to maintain reliable operation of the pump. Evaluation is done by taking the measured of misalignment data of the motor to the pump that is in a fixed position. Misalignments examination has been performed at the secondary coolant motor pump of PA-01/02/03 AP001on 24-26 August 2016.From the calculation result it is recognized that misalignments value of the secondary cooling pump motor in vertical and horizontal positions are still in a good condition that is < 0.50 mm. Then it can be concluded that the possibility of damage to the bearing, spindle motors and pump coupling can be minimized and further the secondary coolant pumps can be operated safely. Key word: Evaluation, misalignment, pum
PENGUKURAN FAKTOR KOMPENSASI DETEKTOR RENTANG DAYA KNK 50 UNTUK TERAS RSG-GAS
Get PDFPENGUKURAN FAKTOR KOMPENSASI DETEKTOR RENTANG DAYA KNK 50 UNTUK TERAS RSG-GAS. Telah dilakukan pengukuran faktor kompensasi detektor neutron rentang daya KNK 50 yang dipasang disekitar teras RSG-GAS. Pengukuran ini diperlukan untuk memeriksa kinerja bagian kompensasi dari detektor setelah beroperasi selama lebih dari satu tahun. Ketika reaktor sedang beroperasi, teras reaktor tidak hanya memancarkan neutron tetapi juga sinar gamma yang akan menyumbang pada sinyal arus detektor. Faktor kompensasi ini menunjukkan kemampuan detektor untuk menetralkan pengaruh sinar gamma sehingga sebagaimana desainnya detektor ini seharusnya hanya mengukur neutron saja. Pengukuran ini dilakukan pada dua buah detektor rentang daya KNK 50 terpasang setelah sehari reaktor shut down. Elektrode positif kamar sensitif neutron dan gamma diberi tegangan positif yang tetap, sedangkan elektrode negatif kamar kompensasi diberi tegangan negatif yang bervariasi. Untuk setiap variasi tegangan negatif, arus yang dihasilkan pada elektrode sinyal diukur dan dicatat. Akhirnya diperoleh arus minimum yang dihasilkan. Faktor kompensasi detektor adalah prosentase arus minimum ini terhadap arus mula-mula ketika tegangan negatif nol. Dari hasil pengukuran yang dilakukan, detector JKT03 CX831 memiliki faktor kompensasi 0,45% dan detector JKT03 CX841 memiliki faktor kompensasi 0,41%. Kedua hal ini berada dibawah batas spesifikasi 2%[3*] sehingga kemampuan kompensasi gamma kedua detector tersebut dinyatakan masih baik. ABSTRACTTHE MEASUREMENTS OF COMPENSATION FACTORS OF THE KNK 50 POWER RANGE DETECTORS FOR THE RSG-GAS’S CORE. It has been implemented the measurement of compensation factors on the KNK 50 power range neutron detectors installed around the RAG-GAS core. The measurements are needed to check performance of the compensating part of the detectors after they are used for more than a year. While the reactor are in operation, the core produce neutrons and also gamma rays other which will contribute to current signal of the detectors. The compensation facto rindicate capability of the detectors to neutralize of effect of gamma radiations affect so as its design, that it only measures neutrons. The measurements were performed on two installed KNK 50 power range detector one day after reactor shutdown. The constant positive voltage is applied to the positive electrodes of the neutron and gamma sensitive chambers. While varied negative voltages were applied to the negative electrodes of compensation chamber. For each variation of negative voltage applied, the resulting current at the signal electrode was measured and noted. Eventually, the minimum resulting currents are measured and noted. The compensation factor of the detector is the percentage of the minimum resulting current at the signal electrode to the resulting current when the negative electrode was grounded. The results of measurements of the detector JKT 03 CX 831 has a compensation factor of 0.45% and a detector JKT03 CX841 has a compensation factor of 0.41%. Both of these detectors is within the specification limits 2%[3*] so that the ability of the gamma compensation detector is functioning properly.
PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI KALIBRASI DAYA 15 MW DAN 30 MW DI REAKTOR RSG-GAS
Get PDFPENGUKURAN FAKTOR KOREKSI KALIBRASI DAYA 15 MW DAN 30 MW DI REAKTOR RSG-GAS. Kalibrasi daya reaktor adalah proses penyesuaian/pengaturan ulang alat ukur/kanal-kanal ukur daya reaktor terhadap besaran/ nilai standar yang telah diketahui. Pada saat kalibrasi terdapat faktor koreksi sebagai salah satu parameter penting dalam kalibrasi daya reaktor yang harus diukur dan dievaluasi/dianalisa secara berkala. Permasalahan saat ini belum adanya pengukuran faktor koreksi terhadap kalibrasi daya khususnya pada pengoperaisan reaktor pada daya 15 MW dan daya maksimum 30 MW. Pengukuran faktor koreksi bertujuan untuk mengetahui perubahan nilai faktor koreksi yang selama ini digunakan dalam perhitungan kalibrasi daya reaktor RSG-GAS, untuk mengetahui pengaruh perubahan tersebut terhadap hasil kalibrasi daya reaktor, dan untuk mengetahui perbedaan nilai faktor koreksi pada saat pendingin sekunder dioperasikan dengan 4 dan 7 unit blower. Makalah ini disusun meliputi pencatatan kalibrasi daya reaktor, dan pengukuran faktor koreksi kalibrasi pada daya 15 MW dan 30 MW. Pengukuran faktor koreksi dilakukan dalam kondisi seluruh sistem dioperasikan seperti pada saat operasi daya tinggi, tetapi bedanya reaktor tidak dibebani oleh daya (kondisi reaktor padam). Pencatatan data dilakukan sampai dengan perbedaan suhu masuk dan keluar teras stabil dengan terlebih dahulu dilakukan pencatatan data awal sebelum sistem pendingin dioperasikan. Dari hasil pengukuran didapatkan faktor koreksi pada saat sistem pendingin sekunder dioperasikan dengan 4 unit blower (operasi 15 MW) adalah 0,1°C (faktor koreksi sebelumnya adalah 0,41 °C) dan faktor koreksi pada saat sistem pendingin sekunder dioperasikan dengan 7 unit blower (operasi 30 MW) yaitu 0,12 °C. Adanya perubahan dan perbedaan faktor koreksi mempengaruhi hasil kalibrasi daya reaktor. Diharapkan hasil pengukuran dapat menjadi acuan dalam melakukan kalibrasi daya reaktor RSG-GAS.Kata kunci: kalibrasi, daya, reaktor, faktor koreksi.ABSTRACTTHE MEASUREMENT OF 15 MW AND 30 MW POWER CALIBRATION CORRECTION FACTORS IN RSG-GAS REACTOR. Reactor power calibration is the process of adjusting or re-measuring the reactor power measuring tools or channels against standard values. At the time of calibration there is a correction factor which is important in the reactor power calibration that must be measured and analyzed periodically. The current problem is the absence of correction factor measurement of power calibration especially at the operation of reactor at 15 MW and 30 MW. Measurement of correction factor is intended to obtain the shift of correction factor that has been used in the calculation of RSG-GAS reactor power calibration, to know the effect of the change on reactor power calibration, and to know the difference of correction factor value when the secondary coolant is operated with 4 and 7 Unit blower. This paper involves the recording of reactor power calibration, and measuring calibration correction factor at 15 MW and 30 MW power. Correction factor measurements are made under the conditions of the entire system being operated as during high power operation, but the difference is that the reactor is not burdened by power (reactor is not operated). The recording of data is carried out until the temperature difference in and out of the stable terrace with prior initial data recording before the cooling system is operated. From the measurement results obtained a correction factor when the secondary cooling system operated with 4 units of blower (operation 15 MW) is 0.1 ° C (previous correction factor is 0.41 ° C) and correction factor when the secondary cooling system is operated with 7 units Blower (operation 30 MW) that is 0.12 ° C. Changes and differences in correction factors affect the reactor power calibration results. It is expected that the measurement result can be a reference in conducting RSG-GAS reactor power calibration.Key words: calibration, power, reactor, correction factor
PEMBUATAN PERANGKAT LUNAK PEREKAM DATA OPERASI DAYA 30MW REAKTOR RSG-GAS
Get PDFpembuatan PERANGKAT LUNAK perekam data OPERASI DAYA 30 MW REAKTOR RSG-Gas. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan salah satu reaktor penelitian yang ada di Indonesia. RSG-GAS dibangun sejak tahun 1983. Pada bulan Maret 1992 dicapai operasi reaktor pada daya penuh 30 MW. Pada tanggal 12 Januari 2017, RSG-GAS berencana beroperasi dan mencapai daya penuh 30 MW. Pelaksanaan operasi ini bertujuan sebagai syarat untuk mendapatkan izin operasi reaktor RSG-GAS dari BAPETEN. Operasi daya penuh 30 MW adalah momen yang jarang terjadi. Selain PRSG dan BAPETEN, momen tersebut juga dimanfaatkan oleh pihak terkait lainnya melakukan penelitian. Untuk memenuhi kebutuhan permintaan data, maka dilakukan pembuatan sistem perekaman data parameter penting operasi daya penuh 30 MW. Program pembuatan sistem perekaman data telah selesai dilakukan dan berhasil mendapatkan data beberapa parameter penting terkait operasi 30 MW. Pembuatan sistem perekam data telah menghasilkan suatu perangkat lunak berbasis labVIEW dan menghasilkan data yang disajikan dalam file dengan format excell. Data tersebut akan diolah dan dikaji oleh pihak terkait sebagai bahan penelitian dan menilai kinerja dan keselamatan operasi reaktor RSG-GAS saat ini. Kata kunci: Sistem perekaman data, Operasi daya penuh, LabVIEW ABSTRACT MANUFACTURE THE SYSTEM OF DATA RECORDER FOR OPERATING 30MW POWER REACTORS IN RSG-GAS. Multipurpose of Reactor G.A. Siwabessy (RSG-GAS) is one of research reactor in Indonesia. RSG-GAS built since 1983. In March 1992 achieved the reactor is operating at full power 30MW. In 12 January 2017, RSG-GAS plans to operate at full power 30MW. This aims of operation as a requirement to get licence from BAPETEN for RSG-GAS to operate the rector. Operation of 30MW Full Power is a rarely moment. Besides PRSG and BAPETEN, this moment is also utilized by other researcher. To grant request of the data, then we manufactured data recording system of selected parameters for 30MW full power operation. The data recording systems has been completed and managed to get the data some important parameters related to operation of 30MW. Manufacture the system of data recorder has resulted software base on LabView and generate the data presented in Excel file format. The data will be processed and reviewed by stakeholders to be researched and assess the performance and safe operation of RSG-GAS reactor at this time. KeyWord : System of Data Recorder,Full Power Operation, LabVIE
Pengaruh Iradiasi Batu Topas Terhadap Kualitas Air Pendingin Primer dan Keselamatan Reaktor RSG-GAS
No full textABSTRAKPENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS. Adanya unsur pengotor dalam batu topas yang diiradiasi di dalam kolam reaktor dikhawatirkan akan berpengaruh terhadap kualitas air pendingin primer dan keselamatan reaktor. Analisis konsentrasi radioaktivitas air pendingin primer Reaktor RSG-GAS pada kondisi reaktor tidak beroperasi, beroperasi tanpa muatan batu topas, dan beroperasi dengan muatan batu topas untuk mengevaluasi air pendingin primer. Metode yang digunakan yaitu dengan analisis spektrometri gamma secara kuantitatif dan kualitatif. Hasil analisis pada saat reaktor beroperasi dengan muatan batu topas terdeteksi nuklida pengotor yaitu Mn-54 = 43,54 Bq/m3 dan Co-60 = 29,51 Bq/m3. Konsentrasi pengotor Mn-54 dan Co-60 masih di bawah nilai ambang batas baku tingkat radioaktivitas di badan air menurut Perka BAPETEN nomor 7 tahun 2013, sebesar 3,1 x 104 Bq/m3 dan 3,0 x 103 Bq/m3. Hasil yang diperoleh masih di bawah nilai ambang batas sehingga iradiasi batu topas di Reaktor RSG-GAS dapat dilakukan dengan aman karena tidak mempengaruhi kualitas air pendingin primer.Kata Kunci: Operasi reaktor, iradiasi, batu topas, RSG-GAS ABSTRACTTHE EFFECT OF IRRADIATED TOPAZ TO THE PRIMARY COOLING WATER OF THE RSG-GAS REACTOR. The impurities presence of irradiated topas in the reactor pool is feared to affect the quality of the cooling and safety of the reactor. Radioactivity concentration analysis of the primary cooling water of RSG-GAS has been carried out on the condition of reactor is not operating, operating without topaz, and operating that containing topaz to evaluate the primary cooling water. The method used in evaluating the primary cooling water of the RSG-GAS Reactor is using quantitative and qualitative gamma spectrometry analysis. The analysis results of current operating reactors that containing topaz, impurities are detected from nuclides Mn-54 = 43.54 Bq / m3 and Co-60 = 29.51 Bq/m3. Impurity concentration of Mn-54 and Co-60 is still below the standard limit levels of radioactivity in the water according to Perka BAPETEN number 7 in 2013, amounting to 3.1 x 104 Bq/m3 and 3.0 x 103 Bq/m3. It is recognized still below the threshold value, irradiated topaz in the RSG-GAS Reactor can be done safely, because it does not affect to the quality of the primary cooling water.Keywords: Reactor operation, irradiation, topaz, The RSG-GAS Reacto
PENENTUAN TORSI MINIMUM PENGGERAK ELEKTROMEKANIK KATUP PA-01/02/03 AA001/003 SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS
Get PDFABSTRAKPENENTUAN TORSI MINIMUM PENGGERAK ELEKTROMEKANIK KATUP PA-01/02/03 AA003 PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS. Katup memegang peranan penting dalam pengoperasian reaktor nuklir. Sebagai pengatur aliran fluida, katup harus selalu dirawat. Pada perawatan katup yang menggunakan penggerak elektromekanik selain pengujian buka-tutup, juga pengaturan torsinya. Tujuan penulisan makalah yaitu untuk menghitung torsi pada katup sehingga dapat ditentukan torsi minimum yang diperlukan sebagai penggerak elektromekanik. Lingkup dibatasi pada perhitungan torsi katup sistem pendingin sekunder PA-01/02/03 AA003. Metode yang digunakan adalah dengan menghitung torsi, untuk mencari data aliran, mencari data spesifikasi katup, mencari data dimensi pipa, menghitung penurunan tekanan dan menghitung torsi.Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa harga minimum torsi yang bekerja pada katup PA-01/02/03 AA003 sebesar(TT) = 3982,986 Nm = 3,983 kNm. Disimpulkan bahwa torsi ini dapat digunakan untuk pengaturan perawatan katup PA-01/02/03 AA003 RSG-GAS.Kata kunci : Sistem pendingin sekunder, katup, torsi minimum ABSTRACTDETERMINATION OF MINIMUM TORQUE OF ELECTROMECHANICAL DRIVER OF THE PA-01/02/03 AA003 VALVE OF THE RSG-GAS SECONDARYCOOLING SYSTEM. Valve has an important role in the operation of nuclear reactor. As a fluid controller valve should be always maintenance. Beside the maintenance of valve using an electromechanical driver, the testing of opening and closing, as well as the torque setting should be pay attention. The purpose of writing this paper is to calculate of the torque of the valve so that it can be determined the minimum torque required as an electromechanical drive. The scope is limited on the calculation of the torque on the valve of PA-01/02/03 AA003 of the secondary coolant system. The method used for calculation is by calculating the torque of valve in order to find the flowdata, specification valves data, pipe dimensions data, calculate pressure drop and calculate torque. Calculation result is shown that minimum value of torque working on the valve PA-01/02/03 AA003 is (TT) is 3982.986 Nm or 3,983 kNm. It is can be concluded that torque can be used to control of maintenance setting of the PA-01/02/03 AA003 valve of the secondary cooling system of the RSG-GAS.Keywords: secondary cooling system, valve, minimum torqu
REVITALISASI PASOKAN UDARA SEGAR SISTEM VENTILASI (KLA12) REAKTOR SERBA GUNA G.A. SIWABESSY
Get PDFABSTRAKS REVITALISASI PASOKAN UDARA SEGAR SISTEM VENTILASI (KLA12) REAKTOR SERBA GUNA G.A. SIWABESSY. Telah dilakukan re-vitalisasi pasokan udara segar sistem ventilasi (KLA12) Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS). Unit pasokan udara segar pada sistem ventilasi reaktor RSG-GAS berfungsi untuk mendistribusikan udara dingin ke dalam gedung reaktor. Unit ini telah beroperasi lebih dari 28 tahun sejak tahun 1987. Dari lembar data operasi unit ini telah mengalami penurunan unjuk kerjanya, hal ini diindikasikan dengan adanya penurunan laju aliran udara menjadi 18.000 m3/jam dari kondisi ideal udara masuk 22.000–28.000 m3/jam. Disamping itu juga adanya kerusakan fisik pada bagian casing sehingga terjadi kebocoran pada unit tersebut. Untuk mengembalikan performa sistem maka dilakukan revitalisasi unit pasokan udara segar, yang meliputi penggantian casing, filter udara, motor fan, blower, pipa unit pendingin. Hasil dari revitalisasi dilakukan pengujian dan dapat dipastikan bahwa unit pasokan udara segar dapat dioperasikan secara aman dan memenuhi spesifikasinya, yaitu sebesar 27.335,88 m3/jam. Kata kunci: Revitalisasi, Sistem Ventilasi ABSTRACT REVITALIZATION OF FRESH AIR SUPPLIER UNIT ON VENTILATION SYSTEM (KLA12) MULTI PURPOSE REACTOR G.A. SIWABESSY. It has been done re-vitalization of fresh air supply to the ventilation system of the G.A. Siwabessy reactor. The unit of fresh air supplier in reactor RSG-GAS ventilation system serves to distribute the cool air into reactor building. This unit had been operated for more than 28 years since 1987. From the operation sheet data, this unit has decreased work performance, it is indicated by the decrease in air flow rate to 18,000 m3/h from the ideal condition of air entering 22.000–28.000 m3/h. Moreover, the physical damage on the casing causing a leakages in the unit. To restore the system’s performance, so the revitalization of the fresh air supplier are including the replacement of casing, air filter, fan motors, blower, cooling pipe unit. The results of revitalization’s test can be ensured that the fresh air supplier unit can be operated safely and fulfill the specifications, amounting to 27,335.88 m3/h. Keywords: Revitalization, Ventilation Syste
Identifikasi Penyebab Kenaikan Tekanan Pada Resin Trap Sistem Pemurnian Air Pendingin Primer (Reaktor RSG-GAS)
Get PDFABSTRAKIDENTIFIKASI PENYEBAB KENAIKAN TEKANAN PADA RESIN TRAP SISTEM PEMURNIAN AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS. Sistem pemurnian air pendingin primer berfungsi untuk menghilangkan produk aktivasi dan pengotor mekanik dari air kolam reaktor dan menjaga kualitas air pendingin primer. Sistem ini terdiri dari filter penukar ion (mixed bed filter resin penukar ion) dan filter mekanik (resin trap). Identifikasi penyebab kenaikan tekanan pada filter mekanik (resin trap) sistem pemurnian dilakukan dengan cara membandingkan hasil penentuan unsur kimia yang terkandung dalam sampel yang diambil pada saat backwashing resin penukar ion sistem pemurnian dan unsur kimia yang terkandung dalam resin penukar ion sistem pemurnian. Penentuan kandungan unsur kimia dilakukan dengan SEM-EDAX. Hasil penentuan unsur kimia menunjukan bahwa dalam resin penukar ion sistem pemurnian air pendingin primer terdeteksi unsur C, O, S dan N. sedangkan dalam endapan sampel yang diambil pada saat dilakukan backwashing resin penukar ion sistem pemurnian terdeteksi adanya unsur C, O, S, Al, Si dan Fe. Dapat dikatakan bahwa kedua sampel tersebut memiliki kesamaan jenis unsur utama resin penukar ion, sehingga dapat dinyatakan bahwa penyebab kenaikan tekanan pada filter mekanik (resin trap) sistem pemurnian air pendingin primer reaktor RSG-GAS adalah dimungkinkan karena adanya degradasi kimia dari resin penukar ion yang disebabkan oleh karena lamanya waktu penggunaan resin penukar ion, yang tertangkap filter mekanik (resin trap). Dengan demikian lamanya penggunaan resin penukar ion berpengaruh terhadap penggantian filter mekanik (resin trap). Kata Kunci: resin trap, sistem pemurnian air, pendingin primer ABSTRACTIDENTIFICATION OF THE CAUSES OF THE PRESSURE INCREASE ON THE RESIN TRAP OF THE PRIMARY COOLANT WATER PURIFICATION SYSTEM OF THE RSG-GAS REACTOR. The primary coolant water purification system serves to remove the product activation and mechanical impurities from the water in the reactor pool and maintain the quality of primary coolant water. The system consists of ion exchange resin filter (mixed bed ion exchange resin filter) and a mechanical filter (resin trap). Identification of the cause of the pressure increase on the mechanical filter (resin trap) purification system is done by comparing the results of the determination of the chemical elements contained in the sample taken at the time of backwashing the ion exchange resin purification systems and chemical elements contained in the ion exchange resin purification system. Determining the content of chemical elements in the samples was done by SEM-EDAX. The results showed that the determination of chemical elements in the ion exchange resin primary coolant water purification system detected the elements C, O, S and N. whereas in sediment samples taken at the time of backwashing the ion exchange resin purification system detected an element of C, O, S, Al, Si and Fe. It can be said that the two samples have the same type of main elements of the ion exchange resin, so it can be stated that the cause of the increased pressure on mechanical filters (resin trap) primary cooling water purification system of the reactor RSG-GAS is possible because of the chemical degradation of the ion exchange resin caused because of the length of time the use of ion exchange resins, which caught the mechanical filter (resin trap).Thus the duration of use of ion exchange resins affect the mechanical filter (resin trap) replacement Keywords: resin trap, purification system, primary coolan