Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Komputer proses Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS)digunakan untuk pemerosesan, pencatatan dan penampilan parameterparameteroperasi reaktor. Komputer proses ini terdiri dari komponenkomponeninstrumen virtual. Tersedianya komponen-komponen instrumenvirtual ini bersama sistem pengukuran fluks neutron memungkinkandikembangkannya berbagai macam instrumen virtual untuk memonitorfluks neutron. Sehingga dengan komputer proses yang tersedia dan tanpamemerlukan perangkat tambahan, imitasi dari instrumen fisis sistemtersebut dapat dibangun. Dalam penelitian ini dikembangkan instrumeninstrumenvirtual berupa akuisisi dan pencatatan fluks neutron, kalibratormeter reaktivitas dan meter reaktivitas. Pembuatan sistem melibatkanstudi mengenai kinetika/fisika reaktor, metode numerik, instrumentasiumum dan nuklir, pemrograman labVIEW dan penelitian-penelitian yangdilakukan sebelumnya. Hasil percobaan menunjukkan bahwa sistem yangdikembangkan dapat berfungsi dengan baik dan dengan akurasi yangcukup baik. Namun demikian beberapa hal yang sesungguhnya diluarbatas masalah penelitian ini tetapi diperlukan dalam percobaan disarankan untuk dijadikan penelitian lanjutan."

"The nuclear reactor is a source of primary radiation. Safety in the operation of thereactor protection system is implemented by the scram action. However scramwhich often happened is the failure of the operation and poses other risks. Thepurpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram withanalytic descriptive method through interviews, observation and documentreview, combined with the preparation of fault tree analysis. The obtained resultsshow that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fastoperation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transientreactivity. While the basic causes of the scram incident are, too fast control rod,irradiation sample composition, corrosion, weakening of the power supplydetector, emptying of the beam tube, and unbalanced neutron flux. Then scram asanticipation of the accident is also the feedback of operating experience forupdating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized.Keywords The safe operation of nuclear reactor, reactor protection system, cause of theincident, suddenly shutdown of reactor.

---

Reaktor nuklir merupakan sumber radiasi primer. Keselamatan dalampengoperasian reaktor diterapkan oleh sistem proteksi dengan tindakan scram.Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkanrisiko lain. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui pemicu danpenyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melaluiwawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunanfault tree analysis. Maka diperoleh hasil bahwa pemicu timbulnya scram, yaitukerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat,pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitaspositif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram, yaitu kenaikan batang kendaliterlalu cepat, kesalahan komposisi sampel iradiasi, korosi, pelemahan catu dayadetektor, pengosongan tabung berkas, dan fluks neutron tidak merata. Maka scramsebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasiuntuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalanoperasi dapat diminimalisir.Kata kunci:Keselamatan operasi reaktor nuklir, Sistem proteksi reaktor, Penyebab kejadian,Scram reaktor."

"Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan."

"Potensi bahaya reaktor riset lebih rendah dibandingkan reaktor daya. Namun sebahagian besar reaktor riset dibangun beberapa dekade lalu, dimana persyaratan desain belum sepenuhnya memenuhi persyaratan keselamatan sebagaimana halnya RSG-GAS yang sudah beroperasi selama 28 tahun dan berlokasi dekat dengan pemukiman penduduk. Sebagai masukan dari kecelakaan Fukushima perlu dilakukan pengkajian ulang analisis keselamatan RSG-GAS. Analisis keselamatan meliputi tahapan identifikasi potensi bahaya, mengkarakterisasi kejadian pemicu, menentukan probabilitas kegagalan dan mengukur konsekuensi. Penelitian ini hanya terbatas pada sistem pendingin primer. Kegagalan sistem primer dapat menimbulkan kejadian terparah, yaitu melelehnya bahan bakar reaktor. Berdasarkan identifikasi dan analisis bahaya pada sistem pendingin primer dengan menggunakan metode HAZID (Hazard Identification) dan HAZOP (Hazard and Operability Analysis) didapatkan lima kejadian pemicu yaitu: kehilangan pendingin karena kebocoran pipa pendingin primer area setelah katup isolasi, kehilangan pendingin karena pecahnya casing pompa karena kegagalan impeller, kehilangan pendingin karena kebocoran alat penukar panas, kehilangan aliran pendingin karena kegagalan pompa primer kehilangan aliran pendingin karena kegagalan katup isolasi primer. Setiap kejadian terdiri dari skenario sukses-gagal beberapa fungsi keselamatan yang tersedia, dan dihasilkan empat puluh delapan skenario dari ke lima kejadian yang ada. Menggunakan perangkat lunak Item ToolKit, disusun skenario kejadian terhadap sistem keselamatan yang tersedia menggunakan Metode Event Tree Analysis (ETA) dan didapatkan hasil probabilitas kejadian dengan nilai terbesar 5,12.10-6/tahun. Seluruh skenario berdasarkan CDF dan CDS, berada dalam kategori Medium Risk dan Low Risk, sehingga dapat dinyatakan bahwa reaktor aman untuk di operasikan.

---

The research reactor has lower hazard potential than the power reactor. However, most research reactor was built a few decades ago, when the design requirement was not completely fulfilled the safety requirement as well as the Reaktor Serba Guna G. A Siwabessy (RSG - GAS) that has been operating for 28 years and located close to the housing resident. Learning from Fukushima accident, it is necessary to assess the safety analysis of RSG - GAS. The safety analysis including the identification of potential hazard, characterization of the postulated initiating event, determination of failure probability, and measuring the frequency.

This paper will be focused on the primary cooling system. The worst effect, as a result of the failure of primary system, because of the fuel of the reactor melts. Based on identification and hazard analysis of the primary cooling system using HAZID (Hazard Identification) and HAZOP (Hazard and Operability Analysis) method, there are five initiating events : loss of coolant accident (LOCA) because the leakage of the primary coolant boundary beyond the isolation valves, LOCA because the rupture of a pump casing due to impeller failure, LOCA because heat exchanger leakage, loss of flow accident (LOFA) because the loss of primary pump, and LOFA because the inadvertent closure of the primary isolation valves.

Each event consists of success - fail scenario from several available safety function, and there are fourty eight scenarios obtained from five events available. By using Item ToolKit Software, the event scenario arranged towards safety system avalaible by Event Tree Analysis (ETA) method and the frequency of each event is obtained, i.e the maximum value of event of 5.12E-6/year. All scenario based on CDF and CDS are in Medium Risk and Low Risk, so that the reactor is safe to operated."

"Dewasa ini, pada beberapa organisasi terjadi perbedaan yang cukup besar antara nilai sesungguhnya dari suatu organisasi dengan nilai buku dari organisasi tersebut. Bila sebelumnya kita dapat memperkirakan nilai dari suatu organisasi berdasarkan aset tetap yang dimiliki oleh organisasi tersebut, pada saat ini nilai dari suatu organisasi ban yak dikaitkan dengan misalnya, struktur organisasi, hubungan dengan pelanggan, ataupun tingkat kemampuan sumber daya dari organisasi tersebut. Beberapa organisasi dianggap memiliki suatu aset yang berharga yang tidak tercantum dalam nilai bukunya, aset ini adalah aset organisasi yang tersembunyi, atau disebut juga intangible assets [Svei97]. Berdasarkan kerangka kerja Intangible Assets Monitor dari Sveiby, intangible assets dari suatu organisasi dapat dibagi menjadi struktur, struktur internal dan kompetensi sumber daya manusia. Tesis ini akan menggunakan kerangka kerja Intangible Assets Monitor untuk menganalisis intangible assets yang dimiliki oleh Departemen Wireline, suatu departemen dalam PT X, yang bergerak dalam industri telekomunikasi di Indonesia. Perencanaan sistem informasi dalam upaya untuk meningkatkan kemampuan organisasi menjalankan aktifitas bisnisnya kemudian akan dikembangkan berdasarkan hasil dari analisis intangible asset."