Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
Not a member yet
349 research outputs found
Sort by
Penentuan Nilai Jarak Aman Sumber Tidak Bergerak: Skenario Kebakaran dan Ledakan pada SPBU dan SPPBE di Sekitar Tapak RDE
Full text linkPENENTUAN NILAI JARAK AMAN SUMBER TIDAK BERGERAK: SKENARIO KEBAKARAN DAN LEDAKAN PADA SPBU DAN SPPBE DI SEKITAR TAPAK RDE. Nilai jarak aman (Screening Distance Value, SDV) untuk tiap-tiap jenis sumber bahaya harus ditentukan menggunakan pendekatan konservatif sehingga pengaruh kejadian interaksi yang berada di luar jarak ini tidak perlu diperhitungkan lebih lanjut. Dari pengamatan, sumber tidak bergerak yang paling banyak berada di sekitar tapak adalah Stasiun Pengisian Bahan Bakar Umum (SPBU) dan Stasiun Pengangkutan dan Pengisian Bulk Elpiji (SPPBE). Oleh karena itu, penelitian ini bertujuan untuk menentukan SDV dari SPBU dan SPPBE untuk skenario ledakan dan kebakaran dengan lokasi studi di sekitar tapak Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Puspiptek Serpong. Studi ini menggunkan Areal Location Of Hazardous Atmospheres (ALOHA) untuk mensimulasikan zona ancaman ledakan dan kebakaran dari substansi Bensin dan LPG. Simulasi ini melibatkan ledakan dan kebakaran iso-oktana di SPBU dan butane di SPPBE untuk menganalisis zona ancaman dari skenario kecelakaan. Diketahui bahwa SDV sangat tergantung dari jenis, maupun kapasitas material berbahaya, skenario kecelakaan serta kondisi atmosfer pada sumber bahaya tersebut. Dari penelitian ini, diketahui pula suatu sumber bahaya bisa mempunyai SDV lebih dari satu nilai. SDV SPBU berkapasitas 170.000 liter untuk skenario kebakaran 976 m dan 1.200 m, sedangkan untuk skenario ledakan adalah 958 m dan 1.200 m. SDV SPPBE berkapasitas 25.000 kg untuk skenario kebakaran 445 m dan 565 m, sedangkan untuk skenario ledakan adalah 430 m dan 573 m. Sementara SDV SPPBE berkapasitas 100.000 kg untuk skenario kebakaran 913 m dan 1.100 m, sedangkan untuk skenario ledakan adalah 758 m dan 1.100 m. Studi ini dapat memberikan alternatif penentuan nilai SDV pada studi dan evaluasi tapak reaktor nuklir
DETERMINATION OF CONCRETE VAULT THICKNESS OF NEAR SURFACE DISPOSAL FOR RADIOACTIVE WASTE AT SERPONG NUCLEAR AREA
Full text linkIn order to support and complement the radioactive waste management facilities in Indonesia, BATAN will build a demonstration disposal facility in Serpong Nuclear Area (SNA). Demonstration disposal that will be built is Near Surface Disposal (NSD) type. Engineered vault for NSD is reinforced concrete. The calculations for determining the thickness of NSD concrete vault is based on the conceptual design as the result of the placement optimization of demonstration disposal that takes into account the inventory of radioactive waste and environmental geology conditions of the site at Serpong Nuclear Area. The thickness of the vault in this paper is focused on its ability to withstand radiation from stored waste so that workers or people who are around the disposal facility is safe with maximum radiation dose limit rate of 0.3 μSv / h. The calculation is performed with the aid of MicroShield 7:02 and Rad Pro Calculator Version 3:26 software. From the calculation so that the dose rate at the outer surface of the vault to be 0.3 μSv / h, required walls made of concrete with a density of 2:35 g / cm3 is 62.8 cm thickness
IDENTIFIKASI GEOLOGI LINGKUNGAN PADA EVALUASI TAPAK FASILITAS NUKLIR BNI-STP, PENAJAM PASER UTARA
No full textDalam kaitannya rencana pengembangan industri kenukliran di Buluminung yaitu BNI-STP (Buluminung Nuclear Industry-Science Technology Park), maka survei tapak kawasan fasilitas nuklir yang akan dikembangkan sangat penting dilakukan. Survei tapak, khususnya identifikasi karakteristik geologi lingkungan di BNI-STP telah dilakukan. Tujuan penelitian adalah memperoleh data baseline karakteristik geologi lingkungan yang meliputi indentifikasi data stratigrafi (litologi, susunan perlapisan tanah/ batuan), struktur geologi, vulkanologi, roman permukaan, kegempaan, dan hidrogeologi. Metodologi evaluasi tapak dilakukan dengan studi literatur dan geologi lapangan. Hasil pelaksanaan studi literatur dan geologi lingkungan lapangan menunjukkan bahwa data karakteristik geologi lingkungan di kawasan fasilitas nuklir BNI-STP berupa kekar berarah relatif utara selatan dan struktur sayap lipatan yang berarah timur laut-barat daya yang terbentuk pada masa Mio-Pliosen. Litologi penyusun pada Area BNISTP berupa batupasir, serpih dan batubara yang termasuk dalam Formasi Balikpapan. Sebagian area ditutupi oleh endapan sungai lempung dan endapan rawa. Di samping itu tidak dijumpai indikasi adanya struktur tektonik aktif maupun vulkanisme aktif di area BNISTP
EVALUASI KEMAMPUAN SISTEM MENARA PENDINGIN REAKTOR RSG-GAS
Full text linkEVALUASI KEMAMPUAN SISTEM MENARA PENDINGIN REAKTOR RSG-GAS. Saat ini, pengoperasian reaktor telah berlangsung selama 29 tahun. Meskipun selama ini masih dapat beroperasi secara aman. Namun analisis terkini kemampuan sistem pendingin reaktor RSG-GAS sangat penting untuk dilakukan. Hal ini perlu disampaikan kepada badan pengawas untuk mendapatkan persetujuan perpanjangan izin operasi RSG-GAS. Sistem pendingin RSG-GAS adalah pendingin primer dan sekunder. Unit komponen operasi yang berperan mentransfer panas adalah pompa penukar panas dan menara pendingin, dari 7 unit menara pendingin yang ada, dapat dioperasikan sesuai dengan beban panas dari reaktor. Tujuan makalah ini adalah menganalisis kemampuan sistem menara pendingin RSG-GAS pada daya operasi reaktor 20 MWt, 25 MWt dan 30 MWt. Uji verifikasi dikerjakan dengan mengukur temperatur pendingin keluar menara pendingin dan masuk ke reaktor pada operasi reaktor daya 15 MWt dengan moda operasi 4, 5 dan 6 unit menara pendingin. Selanjutnya analisis kemampuan menara pendingin pada daya reaktor 20 MWt, 25 MWt dan 30 MWt dianalisis menggunakan software ChemCAD. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa dari aspek keselamatan, reaktor RSG-GAS daya 15 MWt dapat dioperasikan secara aman. Dari analisis operasi 4 dan 5 menara pendingin pada daya 30 MWt mengindikasikan bahwa temperatur pendingin ke reaktor mendekati batas sistem proteksi reaktor yang sebaiknya dihindari, oleh karena itu dianjurkan penggunaan 6 menara pendingin untuk operasi steady state pada daya 30 MWt.Kata kunci: RSG-GAS, temperatur pendingin, evaluasi, analisis, kemampuan menara pendingin
DAMPAK PERALIHAN MASSAL TRANSPORTASI JALAN RAYA KE MOBIL LISTRIK.
Full text linkPertumbuhan penduduk Indonesia masih terus berlangsung dan kebutuhan energi untuk transportasi terus meningkat dari tahun ke tahun. Pasokan bahan bakar minyak diprediksi akan menurun sehingga energi untuk transportasi membutuhkan langkah-langkah inovatif ke masa depan, yang salah satu alternatif utamanya adalah menggunakan tenaga listrik. Makalah bertujuan untuk menguraikan perspektif ke depan sistem energi dalam kaitannya memenuhi permintaan di sektor transportasi serta meramalkan indikator yang terkait permintaan energi transportasi selama empat dekade ke depan menggunakan teknik smoothing trendline. Analisis dilakukan menggunakan Model MESSAGE untuk optimasi keseluruhan sistem energi. Di dalam model ini, dengan adanya vektor permintaan untuk barang atau jasa terhadap energi tertentu, pasokan harus menjamin jumlah yang sesuai dengan manfaat teknologi dan sumber daya yang dikonteskan. Permintaan energi sektor transportasi akan mencapai angka 300 ribu MWy energi tergambar pada tahun 2055. Untuk kendaraan listrik nilai aktualnya adalah 81 ribu MWy dalam bentuk energi listrik sebagai hasil perhitungan konversi energi. Demikian juga untuk tahun-tahun selainnya nilai aktual energi listriknya dikalikan dengan angka 0,27 – sebagai faktor konversi dari besaran nominal ke besaran aktual. Biaya energi untuk kendaraan listrik dengan perbedaan tipis lebih murah daripada kendaraan berbahan bakar minyak.
Component Analysis of Purification System of RSG-GAS
Full text linkCOMPONENT ANALYSIS OF PURIFICATION SYSTEM OF RSG-GAS. Component reliability analysis is required in the aging management of RSG-GAS that has reached an age of 30 years. One of the required analyses is the assessment of the distribution of repair data and the estimation of related parameters. The Primary Purification System (KBE01) and the Purification and Warm Water Layer System (KBE02) are important components of RSG-GAS. By knowing the repair data distribution, the parameters of the most frequently occurring component repair and the average of the repair period can be estimated, so that the required provision of spare parts for the smooth operation of the reactor can be predicted. The purpose of this study is to analyze the components of the KBE01 and KBE02 systems through the data distribution approach using the matching test method. With the matching test, the form of data distribution can be determined, so the parameter of the average component repair period that can be used as a comparison of the maintenance period of the components can be estimated. The repair times of KBE01 and KBE02 in RSG-GAS on Core 52 through Core 88 (2006-2015) were analyzed using goodness-of-fit test. The repair times of AA068 and AP001 KBE01 follow the exponential distribution with average repair times of 631.6 and 451.2 days, respectively. The repair times of WWL and AA002 KBE02 followed an exponential distribution with average repair times of 239.5 days and 888.0 days
Study of Dispersion Hazard Potential of The LPG Stations Around the RDE Site in Rainy and Dry Season
Full text linkSTUDY OF DISPERSION HAZARD POTENTIAL OF THE LPG STATIONS AROUND THE RDE SITE IN RAINY AND DRY SEASON. There are two LPG station (SPPBE) which are the depot of filling, storage and distribution of Liquid Petroleum Gas (LPG) namely PT. BM and PT. ISR which the distance each are 2,995 and 4,141 km from Experimental Power Reactor (RDE) site with capacity 15 and 30 tons. LPG station is a stationary source, which is one aspect of the external human induced events that need to be analyzed in the preparation of site evaluation reports to obtain site permits. Hazard potential that may occur from the depot LPG are fire, explosion and dispersion of hazardous and toxic gas. The release of LPG due to valve leakage which is then dispersed at a certain dose has potentially harmful to health, even death to the population around the RDE site. The purpose of the study was to know the effect of seasons (rainy and dry) to the potential hazard of LPG dispersion from LPG truck tank valve to the around RDE site. The method of study are collection the atmospheric data such as wind direction and speed, temperature and humidity, collection the station LPG characteristic, such as mass of gas, diameter and length of tank, and valve diameter, etc. The atmospheric data was obtained from Pondok Betung Climatology Station, in dry, transition, and rainy seasons, furthermore data was analyzed using ALOHA software version 5.4.5. The results show dispersion from LPG release due to valve leakage from PT. BM and PT. ISR around the RDE site, in the dry season (April), the transition (January and July) as well as the rainy season (October) does not hazardous to the RDE site. Maximum threat zone occurs in dry season at April (wind speed 1.54 m/s), which reaches radius 179 m with airborne LPG concentration 5500 ppm, radius 111 m with concentration 17000 ppm and radius 71 m with concentration 53000 ppm
Pemodelan Perhitungan Indeks Lost of Load Probability untuk N Unit Pembangkit pada Sistem Kelistrikan Opsi Nuklir
Full text linkPerhitungan LOLP dapat dilakukan secara manual ataupun dengan bantuan program. Perhitungan secara manual membutuhkan waktu yang lebih lama dan ketelitian dibandingkan dengan menggunakan bantuan program. Tujuan penelitian ini adalah untuk membuat sebuah model perhitungan indeks LOLP yang lebih sederhana, fleksibel (dapat digunakan untuk N jumlah pembangkit), dan waktu perhitungan yang lebih cepat. Program perhitungan LOLP menggunakan bantuan program Matlab. Penelitian dilakukan dengan langkah sebagai berikut: pembuatan source code pada Matlab, perhitungan indeks LOLP dengan data masukkan yang digunakan, dan validasi hasil perhitungan. Validasi dilakukan dengan cara bencmarking terhadap hasil perhitungan penelitian sebelumnya. Hasil penelitian menunjukkan bahwa model perhitungan indeks LOLP untuk N unit pembangkit pada sistem kelistrikan opsi nuklir telah berhasil dibuat dengan mempertimbangkan aspek kesederhanaan data masukkan, fleksibilitas, dan waktu yang lebih cepat. Hasil perhitungan dapat dinyatakan valid dengan selisih yang kurang dari 1% jika dibandingkan dengan hasil pada penelitian sebelumnya yang telah menghitung indeks LOLP dengan cara manual
