Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"The assumptionof the analysis was that deflection of all plates be idential . The differential equation system system on plates and coolant, were solved by fourrier transform, to obtain the relationship between natural frequencies and flow velocity...."

"Tesis ini mengenai sistem pengamanan Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy yang berada di kawasan Puspiptek Serpong Tangerang. Instalasi nuklir Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy merupakan suatu objek vital nasional yang dimiliki bangsa Indonesia, sebagai instalasi nuklir sektor keamanan merupakan hal yang sangat menjadi prioritas dan penting, didalamnya terdapat fasilitas reaktor nuklir dan menyimpan bahan berbahaya mengandung radiasi dan bahan radioaktif.Kawasan instalasi nuklir sangatlah rentan terhadap timbulnya berbagai masalah yang berkaitan dengan keselamatan, bahaya kerawanan dan ancaman keamanan, baik yang ditimbulkan dari dalam maupun dari luar. Saat ini ancaman terorisme juga semakin sering terjadi, tidak menutup kemungkinan tempat seperti Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) Serpong menjadi salah satu target sasaran teroris. Untuk itu diperlukan suatu sistem pengamanan yang dapat menjawab segala ancaman yang datang.Sasaran dari suatu kegiatan pengamanan meliputi pengamanan personil, pengamanan fisik, dan pengamanan informasi. Dalam penelitian ini pembahasan lebih difokuskan kepada Manajemen Pengamanan Fisik (Physical Security Management} berupa sistem pengamanan instalasi dan material nuklir, sedangkan mengenai pengamanan personil dan informasi dalam penelitian ini penulis hanya membatasi secara garis besarnya saja.Pengamanan suatu kawasan objek vital nasional mengacu kepada Keppres RI Nomor 63 Tahun 2004 tentang Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional, dimana tugas dan tanggung jawab pengamanan berada di tangan Polri. Sebagai penjabaran Keppres tersebut Kapolri telah mengeluarkan Surat Keputusan tentang Pedoman Pengamanan Objek Vital sesuai Skep Kapolri No.Pol Skep738/X/2005 tanggal 13 Oktober 2005.Pengamanan Pusat Reaktor dilaksanakan oleh Satuan Unit Pengamanan Nuklir Pusat Reaktor BATAN Serpong berpedoman pada ketentuan seperti Standar Penyelenggaraan Sistem Proteksi Fisik Bahan dan Fasilitas Nuklir serta peraturan regulasi instalasi nuklir dari BATAN dan IAEA (International Atomic Energy Agency) yang merupakan standar pengamanan internasional untuk pengamanan objek vital fasilitas nuklir di dunia. Namun sebagai suatu Objek Vital Nasional maka pengeloia keamanan Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy juga harus berpedoman kepada ketentuan Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional yang telah dikeluarkan Mabes Polri.Berdasarkan latar belakang tersebut, yang dijadikan masalah penelitian dalam kajian tesis ini adalah bagaimana sistem pengamanan di Pusat Reaktor tersebut dilaksanakan. Penulis ingin mengetahui bagaimana pengamanan fisik suatu instalasi nuklir dilaksanakan. Apakah penerapan sistem pengamanan yang ada sudah sesuai dengan pedoman dan ketentuan yang berlaku. Dan apakah Polri telah menjalankan tugasnya dalam mengamankan suatu kawasan objek vital sesuai dengan Undang-undang Nomor 2 Tahun 2002 tentang Path dan Keputusan Presiden RI Nomor 63 Tahun 2004 tentang Pedoman Pengamanan Objek Vital Nasional.Kondisi yang ada saat ini pihak pengelola keamanan Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy baru berpedoman kepada ketentuan secara internal dari BATAN dan IAEA raja, dan belum mengacu kepada Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional sehingga membuat penyelenggaraan pengamanan di kawasan tersebut belum terselanggara dengan baik.Unit Pengamanan Nuklir PRSG-GAS sebagai pelaksana pengamanan di Pusat Reaktor bertanggung jawab kepada Kepala Pusat Reaktor tentunya harus melakukan koordinasi kepada Polri sebagai pengemban fungsi koordinasi, pengawasan, dan pembinaan teknis terhadap pengamanan swakarsa sebagaimana dijelaskan dalam pasal 14 Undang-Undang Nomor 2 tahun 2002 tentang Kepolisian Negara RI.Ruang lingkup masalah penelitian ini meliputi struktur organisasi dan penjabaran tugas dari satuan pengamanan yang ada, pola pengamanan dan cars bertindak petugas satuan pengamanan jika timbul suatu kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan, kegiatan dari satuan pengamanan, bentuk kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan yang terjadi, faktor-faktor yg mempengaruhi terjadinya kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan di Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy, sarana dan prasarana keamanan yang sesuai dengan fasilitas instalasi nuklir, pengawasan dan pengendalian yang dilaksanakan.Dari hasil penelitian dapat ditarik kesimpulan bahwa pelaksanaan sistem pengamanan di Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (PRSG-GAS) dilaksanakan rnelalui sistem pengamanan yang kurang baik karena hanya berpedoman kepada Pedoman Pengamanan Instalasi Nuklir yang dikeluarkan oleh BATAN dan IAEA saja, tidak berpedoman dengan Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional yang dikeluarkan Polri sebagai penjabaran Keputusan Presiders RI nomor 63 tahun 2004 tentang Pengamanan Objek Vital Nasional Selain itu penyelenggaraan pengamanan masih bersifat parsial sendiri-sendiri dan fungsi koordinasi antar satuan pengamanan yang ada tidak berjalan dengan baik."

"ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS.Analisis pengaruh daya untuk pengujian pin bahan bakar tipe Pressurized Water Reactor (PWR) di Power Ramp Test Facility (PRTF) RSG-GAS telah dilakukan dan dianalisis untuk mengetahui pengaruh daya terhadap unjuk kerja pin bahan bakar selama diiradiasi. Fenomena pengaruh daya yang dibangkitkan dari fasilita spengujian PRTF PRSG-GAS sangat signifikan terhadap unjuk kerja bahan bakar. Untuk iniperlu disiapkan program jaminan mutu, fasilitas fabrikasi pin bahan bakar dan analisis unjuk kerja bahan bakar selama pengujian di PRTF RSG-GAS.Program jaminan mutu selama fabrikasi pin bahan bakar dan pengujian hasil selama pra iradiasiantara lain spesifikasi pin bahan bakar tipe PWR, gambar kerja, prosedur, instruksi kerja, lembar kendali. Persiapan fasilitas pengujian PRTF telah dilakukan uji fungsi sistem operasi dan sistem kendali.Prediksi dan analisis unjuk kerja pin bahan bakar selama iradiasi dilakukan dengan menggunakan program kode komputer FEMAXI-V. Kode ini mampu memprediksi pengaruh daya terhadap unjuk kerja termal dan mekanik secara kulitatif, cukup detail selama kondisi tunak dan transien.Telah dilakukan fabrikasi pembuatan pin dummy sebagai bahan uji kemampuan fabrikasi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan telah diuji di PRTF dengan tekanan operasi 160 bar dengan hasil baik tidak bocor. Persiapan pembuatan pelet telah berhasil dibuat pelet bahan bakar UO2 sesuai dengan spesifikasi yang telah ditetapkan sebagai bahan isian pin elemen bakar tipe PWR. Telah dilakukan analisis dengan simulasi posisi pin pada jarak 0; 40; 60; 100; 200; 300; 440 mm terhadap teras untuk menentukan daya (Linear Heat Rate/LHR) yang dibangkitkan menunjukkan bahwa makin tinggi daya yang diberikan atau makin dekat posisi pin terhadap teras reaktor makin besar burn-up yang dihasilkan. "

"Telah dilakukan perhitungan ketidakpastian pengukuran kekerasan permukaan kelongsong bahan bakar nuklir dengan roughness tester surtronic-25. Tujuan dari penentuan ketidakpastian ini untuk mengetahui rentang nilai kekerasan permukaan kelongsong yang terbuat dari bahan zirkaloi. Ketidakpastian pengukuran adalah suatu parameter yang menetapkan rentang nilai suatu pengukuran. Penyimpangan dalam pengukuran yang terjadi akibat suatu perbuatan sengaja atau tidak sengaja yang dilakukan oleh operator dalam melakukan suatu pengukuran akan menyebabkan terjadinya kesalahan. Sumber-sumber kesalahan pengukuran ini meliputi kesalahan pengukuran sampel, dan kalibrasi alat. Tahapan kegiatan analisis adalah pengukuran terhadap sampel standar dan pengukuran terhadap permukaan kelongsong selanjutnya dilakukan perhitungan terhadap nilai ketidakpastian. Dari hasil analisis dan perhitungan ketidakpastian diperoleh nilai kekasaran terbesar pada permukaan kelongsong adalah 0,468 dengan rentang pengukuran +0,0303 pada tingkat kepercayaan 95% sehingga rentang terbesarnya 0,4983. Dengan demikian besarnya nilai kekasaran permukaan kelongsong memenuhi persyaratan untuk digunakan sebagai komponen elemen bahan bakar nuklir dengan batasan maksimum 0,80."

"[ABSTRAKDegradasi sifat mekanik zirkaloi-4 sebagai kelongsong bahan bakar nuklir akibat interaksinya dengan hidrogen tidak bisa dihindari bahkan selama periode operasi normal reaktor. Penelitian ini mengidentifikasi fasa hidrida dengan mengkondisikan zirkaloi-4 berada pada lingkungan hidrogen (hidrogenasi) pada beberapa tingkatan suhu serta efeknya terhadap zirkaloi-4 berdasarkan perubahan mikrostruktur dan sifat mekanik. Potongan material kelongsong bahan bakar nuklir berbasis zirkaloi-4 pra iradiasi digunakan dalam penelitian ini. Karakterisasi sebelum proses hidrogenasi meliputi massa,komposisi,fasa, mikrostruktur dan kekerasan mikro dilakukan sebagai data awal. Potongan material zirkaloi-4 dipanaskan pada beberapa tingkatan suhu, antara lain 3500C, 5000C, 5500C dan 6000C selama 2 jam sebelum dihidrogenasi dengan tekanan mencapai 1200 mbar selama kurang lebih 2 jam. Hasil perhitungan yang diplot pada diagram Pressure-Composition-Isotherm (PCI) menunjukkan bahwa penyerapan hidrogen pada suhu 3500C sebesar 0,17 persen berat dan mencapai nilai 0,74 persen berat pada suhu 6000C. Hal ini dikonfirmasi dengan ONH Analyzer yang mengukur kandungan hidrogen dalam rentang 10 ppm pada 3500C dan 1357 ppm pada 6000C. Keberadaan hidrogen dalam zirkaloi-4 terdeteksi pada munculnya puncak lemah δ-hydride pada identifikasi material uji yang dihidrogenasi pada suhu 6000C dan perubahan mikrostruktur yang memunculkan pertumbuhan struktur yang tampak seperti jarum pada setiap kenaikan suhu hidrogenasi. Kekerasan mikro pada pemanasan tanpa hidrogenasi pada suhu 6000C bernilai 150,66 HV sedikit dibawah nilai kekerasan pada material uji tanpa perlakuan yang bernilai 155,14 HV, sedangkan nilai kekerasan pada material uji yang dihidrogenasi pada suhu 6000C mengalami kenaikan cukup signifikan yang mencapai 194,04 HV sehingga pada kondisi awal LOCA, degradasi sifat mekanik akibat pengaruh hidrogen memerlukan evaluasi menyeluruh terkait dengan keselamatan operasi reaktor nuklir.

---

ABSTRACTDegradation of zircaloy-4 mechanical properties as nuclear fuel cladding due to its interaction with hydrogen during reactor normal operation is inevitable. This experiment identifies hydrides phase after gaseous hydriding at elevated temperature and its effect based on microstructure and mechanical properties evolution. Characterization before hydrogenation process include mass, composition, phase, microstructure and microhardness performed as the initial data. The unirradiated zircaloy-4 cladding materials were annealed 3500C, 5000C, 5500C and 6000C for couple hours before hydrided under hydrogen pressure until 1200 mbar for couple hours too. Calculation results are plotted on the Pressure-Composition-Isotherm (PCI) diagram that shows the hydrogen absorption only 0,17 %wt at 3500C and reach a 0.74 %wt at 6000C. This result is confirmed by the ONH Analyzer that measures the hydrogen content in the range of 10 ppm at 3500C and 1357 ppm at 6000C. Observation using X-Ray Diffractometer shows very weak of δ-hydride peaks based on fitting with hydride database. The optical microscope and scanning electron microscope confirms the presence of hydrides by describing the growth of needle-like as the increase in temperature. Results of microhardness test on annealed zircaloy-4 at 6000C without hydrogen have value about 150,66 HV, lower than as received material (155,14 HV), but material microhardness start to increase from the hydriding at 3500C and reach a significant increase when hydriding at 6000C (194,04 HV). Based on the data that shown in this study indicate that under early LOCA condition, degradation of mechanical properties due to the influence of hydrogen requires a evaluation related to the safety of nuclear reactors operation., Degradation of zircaloy-4 mechanical properties as nuclear fuel cladding due to its interaction with hydrogen during reactor normal operation is inevitable. This experiment identifies hydrides phase after gaseous hydriding at elevated temperature and its effect based on microstructure and mechanical properties evolution. Characterization before hydrogenation process include mass, composition, phase, microstructure and microhardness performed as the initial data. The unirradiated zircaloy-4 cladding materials were annealed 3500C, 5000C, 5500C and 6000C for couple hours before hydrided under hydrogen pressure until 1200 mbar for couple hours too. Calculation results are plotted on the Pressure-Composition-Isotherm (PCI) diagram that shows the hydrogen absorption only 0,17 %wt at 3500C and reach a 0.74 %wt at 6000C. This result is confirmed by the ONH Analyzer that measures the hydrogen content in the range of 10 ppm at 3500C and 1357 ppm at 6000C. Observation using X-Ray Diffractometer shows very weak of δ-hydride peaks based on fitting with hydride database. The optical microscope and scanning electron microscope confirms the presence of hydrides by describing the growth of needle-like as the increase in temperature. Results of microhardness test on annealed zircaloy-4 at 6000C without hydrogen have value about 150,66 HV, lower than as received material (155,14 HV), but material microhardness start to increase from the hydriding at 3500C and reach a significant increase when hydriding at 6000C (194,04 HV). Based on the data that shown in this study indicate that under early LOCA condition, degradation of mechanical properties due to the influence of hydrogen requires a evaluation related to the safety of nuclear reactors operation.]"

"Paduan AIMg2 sebagai bahan struktur cladding berfungsi untuk mengungkung bahan bakar nuklir. Telah dilakukan penentuan laju korosi paduan AIMg2 dalam medium air demineralisasi pendingin primer reaktor serba guna GA Siwabessy (RSG-GAS) dengan parameter uji varian suhu dan waktu prmanasan dalam air demineralisasi berasal dari reaktor serba guna BATAN Serpong Trangerang Selatan menggunakan Autoclave. Percobaan ini dilakukan pada suhu 100 dan 150 derajat celcius yang dipanaskan secara terus menerus masing-masing selama 10, 15, 20 dan 30 hari. Tujuan percobaan ini untuk mengetahui laju korosi paduan AIMg2 dengan variasi suhu dan waktu pemanasan pada medium air demineralisasi pendingin primer reaktor. Data hasil pengukuran dilakukan dengan cara penimbangan. Dari hasil penelitian menunjukkan bahwa paduan AIMg2 segar tanpa perlakuan nol (fresh) pada suhu pemanasan 100 derajat celcius selama 10, 15, 20 dan 30 hari dihasilkan korosi berturut-turut 0,9298; 1,2917; 1,7982; 2,7937 mpy dan pada suhu 150 derajat celcius dengan laju korosi adalah 0,9155; 1,3480; 1,7808; 2,7442 mpy sedangkan untuk AIMg2 rol yang dipanaskan pada suhu 100 deraja celcius selama 10, 15, 20 dan 30 hari dengan laju korosi masing-masing 0,4054; 0,5052; 0,7049 dan 1,1498 mpy serta untuk AIMg2 rol pada suhu pemanasan 150 derajat celcius menghasilkan laju korosi berturut-turut yaitu 0,2966; 0,5126; 0,6857; 1,0966 mpy, dengan AIMg2 fresh pada pemanasan 100 maupun 150 derajat celcius. Laju korosi yang dihasilkan dari bahan AIMg2 dengan kategori ringan yaitu mempunyai laju korosi dibawah 20 mpy, sehingga paduan AIMg2 relatif lebih tahan sebagai kelongsong bahan bakar nukir di lingkungan air reaktor."

"Reaktor Riset Nuklir dengan air ringan sebagai zat pendingin memiliki sistem pendingin yang dilengkapi dengan komponen kamar tunda. Fungsi ruang tunda adalah untuk menunda aliran agar gas hasil reaksi fisi khususnya Nitrogen-16 (N-16) dapat meluruh pada ambang batas yang diizinkan. Gas tersebut akan menumpuk pada bagian atas kamar tunda yang diduga sebagai sebab terjadinya shutdown operasi reaktor karena sinyal Loss Of Coolant Accident (LOCA). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui performa dari kamar tunda. Performa yang ingin di kaji meliputi lama waktu aliran didalam kamar tunda, serta perubahan hilang tekan terhadap penumpukan gas didalamnya. Computations fluid dynamics (CFD) menggunakan metode particle tracking pada model skala kamar tunda dilakukan untuk mengetahui lama waktu tinggal aliran. Metode pengujian eksperimen dengan membuat model skala uji digunakan untuk melihat fenomena variasi rasio udara terjebak terhadap perubahan hilang tekan pada kamar tunda. Hasil simulasi model skala menunjukkan waktu tinggal aliran selama 15,6 detik dan divalidasi dengan persamaan skala yang dilakukan dan didapatkan error sebesar 10,09%. Meningkatnya rasio udara terjebak didalam kamar tunda sebanding dengan kenaikan hilang tekan didalamnya. Kenaikan hilang tekan kamar tunda mulai mempengaruhi sistem pada rasio udara terjebak sebesar 12%, dimana terlihat pembentukan buble dan laapisan udara di bawah sekat 1 serta adanya void yang terbentuk pada outlet.

---

The Nuclear Research Reaktor with light water as a coolant has a cooling system equipped with a delay chamber component. The function of the delay chamber is to delay the flow so that the fission gas can decay at the permissible threshold, especially Nitrogen-16 (N-16). The gas will accumulate at the top of the delay chamber that suspects to activate the Loss Of Coolant Accident (LOCA) signal and shut down the reaktor. The purpose of this study was to determine the performance of the decay chamber. Performances of the delay chamber are the residence time of the flow inside the delay chamber and the change of pressure drop due to gas accumulation inside. The delay chamber scaled model simulation has been carried out. Computations fluid dynamics (CFD) using the particle tracking method carried out to determine the residence time of the flow. The experimental test scale model is used to see the relationship between trapped air and pressure drop inside the delay chamber. The CFD scale model simulation results that the residence time of the flow is 15.6 seconds. the result is validated by the scale equation and an error of 10.09% is obtained. An increase in the ratio of trapped air causes an increase in pressure drop between the inlet and outlet. The increase in pressure loss inside the delay chamber began to affect the system at a 12% trapped air ratio. The experiment has shown the formation of bubbles and air layers inside the delay chamber and the presence of voids formed at the outlet."