Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Hasil Pencarian

Ditemukan 51 dokumen yang sesuai dengan query
cover
Werdi Putra Daeng Beta
Abstrak :
Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini. Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir. Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah: a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir. b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir c) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif. d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir. Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik. Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan. Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman. Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat. Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003). Kesimpulan penelitian ini adalah: 1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat. 2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman. 3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir. 4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir. Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut: 1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya. 2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama. 3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh. 4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk. 5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.
Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed. General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident. Hypothesis of the research are: a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency; b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency; c) Early warning system works effectively and efficiently. d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident. The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive. Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened. This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy. According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003). Based on research results and discussion, it can be concluded as follows: 1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation. 2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. 3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin. 4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident. Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows: 1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN. 2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully. 3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system. 4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly. 5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions.
Jakarta: Program Pascasarjana Universitas Indonesia, 2005
T15213
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Harwikarya
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 1998
T40699
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Muh. Sirojul Munir
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 1999
T40685
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Hanapi Ali
Abstrak :
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.
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2020
T-pdf
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Putera Anindita
Abstrak :
Dalam skripsi ini dilakukan pemodelan dan simulasi reaktor unggun tetap non-isotemal, non-adibalik untuk reaksi reformasi uap air dengan model heterogen dua dimensi (arah aksial dan radial) dengan mempertimbangkan faktor-faktor hidrodinamika yang ada pada reaktor juga perpindahan massa dan energi antar fasa (fasa ruah dan fasa partikel katalis), serta reaksi pennukaan. Mekanisme reaksi mengacu pada korelasi kinetika yang dikemukakan oleh Akers dan Camp. Model yang telah dikembangkan dibagi dalam dua sistem, yaitu skala reaktor dan skala pelet katalis. Penyelesaian persamaan skala partikel katalis dilakukan dengan metode kolokasi ortogonal enam titik. Sedangkan persamaan-persamaan diferensial parsial orde dua skala reaktor diselesalkan dcngan menggunakan metode beda hingga (finite difference) dengan formula central finite difference unluk penyelesaian arah radial, dan backward finite difference untuk arah aksial. Dari hasil simulasi diperoleh bahwa unluk reaksi reformasi uap air, kenaikan temperatur Fluida masuk reaktor dari 673 K menjadi 823 K akan menaikkan harga konversi 10,8 % dari harga awal. Sebaliknya kenaikan tekanan fluida masuk reaktor dari 26 bar menjadi 32 bar akan menurunkan konversi sebesar 4,2 %. Jika dihubungkan dengan dimensi reaklor, maka pada harga konversi yang kecil, kenaikan harga yield yang besar hanya membutuhkan pertambahan volume reaktor yang kecil. Sebaliknya pada harga konversi yang besar, maka kenaikan harga konvcrsi yang kecil akan membutuhkan pcrtambahan volume reaktor yang besar. Dengan mengubah mol CH4 umpan maka pertambahan jumlah rasio umpan H2OCH4 dari 2 hingga 4 akan mengubah konvcrsi CH4 dari 0,634 menjadi 0,713. Perubahan ukuran diameter kalalis dari 0,002 m menjadi 0,02 m akan menurunkan konversi total sebesar 57,3 % dari konversi mula-mula.
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2000
S49169
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Andrie Hariyanto
Abstrak :
Makalah ini membahas tentang pemodelan dan simulasi reaktor unggun tetap (fixed bed reacror) heterogen nonisotemlal nonadiabatik dua dimensi pada keadaan tunak (steady srare). Model heterogen ini membedakan kedua fasa yang terlibat yaitu fasa gas dan fasa padatan, untuk masing-masing pada skala reaktor dai! skala partikel katalis. Pola aliran fasa gas di skala reaktor dimodelkan dengan menggunakan konsep dispersi aksial dan radial. Untuk skala partikel diperhitungkan faletor difusi dengan menggunakan pendekatan difusi efektif, dimana bersama-sama dengan suku reaksi membentuk model untuk skala partikel katalis. Reaksi yang dipilih sebagai contoh reaksi adalah reaksi reformasi kukus (steam rdorming) dengan kinetika yang dikembangkan oleh Froment dan Xu. Data- data hasil pengembangan Froment dan Xu tersebut digunakan sebagai data validasi model. Penyelesaian skala realctor untuk arah aksial dan radial dilakukan masing-masing dengan menggunakan metode kolokasi ortogonal delapan titik seperti yang dikembangkan oleh Finlayson. Persamaan aljabar dalam bentuk matriks yang diperoleh kemudian diselesaikan dengan menggunakan metode Newton-Raphson. Unruk skala partikel katalis juga digunakan metode kolokasi ortogonal delapan titik untuk geometri sferis. Persamaan-persamaan skala reaktor dan skala partikel tersebut diselesaikan secara serentak (simultan) sampai tingkat konvergensi yang diinginkan. Dari hasil simulasi, reaktor unggun tetap dengan kinetika Froment dan Xu dapat dimodelkan dengan baik melalui model heterogen dua dimensi tersebut. Hasil yang didapatkan berupa profil konsentrasi dan temperatur di skala partikel dan skala reakton Variasi berbagai parameter dilakukan untuk mengetahui perilaku model tersebut pada berbagai kondisi. Hasil simulasi menunjukkan bahwa baik konversi CH4 maupun H20 meningkat dengan naiknya temperatur umpan sedangkan peningkatan tekanan umpan menyebabkan konversi keduanya menurun. Hasil simulasi juga menunjukkan bahwa meningkatnya rasio umpan H2O/CH4 menyebabkan konversi CH4 meningkat sedangkan konversi H20 menurun.
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2000
S49168
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Herman Andreas
Abstrak :
Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) berpotensi melepaskan radionuklida 137Cs. Radionuklida seperti 137Cs merupakan hasil reaksi fisi dari reaktor nuklir. Sumber pelepasan 137Cs berasal dari Reaktor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Reaktor Kartini Yogyakarta, dan Reaktor Trigamark di Bandung. RSG beroperasi selama 142 hari dalam setahun dan berpotensi melepaskan radioaktif 137Cs sebanyak 2,91 x 10-6 Ci per tahun. Pelepasan 137Cs ke atmosfer akan mengalami proses global fallout, terserap di dalam tanah dan selanjutnya akan terakumulasi di perairan Teluk Jakarta. Untuk mengidentifikasi banyaknya 137Cs yang terakumulasi di perairan Teluk Jakarta, dapat digunakan rajungan (Portunus pelagicus) sebagai bioindikator. Pada penelitian ini dilakukan simulasi studi bioakumulasi 137Cs oleh Portunus pelagicus dari perairan Teluk Jakarta dengan memvariasikan perlakuan suhu (28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC) dan salinitas (26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) air laut. Hasil penelitian menunjukkan nilai BCF untuk variasi suhu 28oC, 31 oC, 34 oC, 37 oC secara berturut-turut adalah 2,81 mL.g-1; 3,90 mL.g-1; 3,28 mL.g-1; dan 4,31 mL.g-1 sedangkan nilai BCF untuk variasi salinitas 26o/oo, 29o/oo, 32 o/oo, dan 35o/oo berturut-turut adalah 3,25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; dan 25,49 mL.g-1. Nilai BCF yang diperoleh, diinput ke dalam software Erica Tool untuk mengkaji dosis rata-rata 137Cs yang terdapat pada organisme hidup pada perairan Teluk Jakarta.
Experimental Power Reactor development plan releasing potentially radionuclide 137Cs. Radionuclides such as 137Cs is a fission product from nuclear reactors. 137Cs source release comes from Reactor Serba Guna (RSG) GA Serpong, Yogyakarta Reactor and Reactor Trigamark in Bandung. These reactors operates for 142 days a year and has the potential to release radioactive 137Cs as much as 2.91 x 10-6 Ci per year. 137Cs release into the atmosphere will undergo a process of global fallout, absorbed in the soil and will accumulate in the waters of Jakarta Bay. To identify the amount of 137Cs that accumulates in the waters of Jakarta Bay, can be used blue swimmer crab (Portunus pelagicus) as bio-indicators. In this study conducted a simulation study of bioaccumulation of 137Cs by Portunus pelagicus of the waters of Jakarta Bay by varying the treatment temperature (25oC, 28oC, 31oC, 34oC) and salinity (26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo) seawater. The results showed bioconcentration factor (BCF) values for variations in temperature 25oC, 28oC, 31oC, 34oC in a row is 2.81 mL.g-1; 3.90 mL.g-1; 3.28 mL.g-1; and 4.31 mL.g-1 while the value of BCF for variations in salinity 26o/oo, 29 o/oo, 32 o/oo, 35 o/oo are respectively 3.25 mL.g-1; 7,24 mL.g-1; 8,40 mL.g-1; and 25.49 mL.g-1. Bioconcentration factor value obtained, inputted into the software Erica Tool to assess the average dose of 137Cs contained in living organisms in the waters of Jakarta Bay
Depok: Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Indonesia, 2016
S65091
UI - Skripsi Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Schultz, M. A.
New York: McGraw-Hill , 1961
621.483 SCH c (1)
Buku Teks  Universitas Indonesia Library
cover
Ralind Remarla
Abstrak :
Telah dilakukan desain teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe untuk keperluan proses smelter pada keadaan beginning of life (BOL). Analisis ini bertujuan untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5 (MCNP5) dan dari hasil analisis ini diharapkan dapat memenuhi syarat dalam mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar merata di wilayah Indonesia. Hasil penelitian menunjukkan bahwa, faktor perlipatan efektif (k-eff) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan efektif 1,00031±0,00087 dan nilai koefisien reaktivitas suhu pada -10,0006 pcm/K. Dari hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman.
Jakarta: Badan Tenaga Nuklir Nasional, 2014
JTRN 16:3 (2014)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
cover
Abstrak :
Kejadian Fukushima telah menunjukkan bahwa kecelakaan parah dapat terjadi, maka dari itu sangatlah penting untuk menganalisis tingkat keselamatan pada reaktor daya. Berdasarkan rekomendasi expert mission IAEA setelah kejadian Fukushima, perlu dilakukan upaya untuk meminimalisasi terjadinya kecelakaan parah yaitu dengan melakukan proses pendinginan yang maksimal. Dalam konsep keselamatan fasilitas nuklir, khususnya reaktor daya telah diterapkan konsep keselamatan berlapis (Defence in Depth, DiD). Konsep keselamatan tersebut terdiri atas 5 level pertahanan yang bertujuan mencegah dan mengurangi lepasan produk fisi ke masyarakat dan lingkungan pada saat reaktor daya mengalami kecelakaan. Dalam reaktor telah didesain sistem atau tindakan yang mempunyai fungsi untuk mengatasi setiap level tersebut. Tujuan dari analisis ini adalah menentukan probabilitas kecelakaan parah dengan melakukan skenario kegagalan sistem dalam proses pendinginan di reaktor. Sebagai obyek analisis adalah reaktor daya AP1000, karena jenis reaktor ini sedang banyak dibangun saat ini. Skenario dilakukan dengan mengasumsikan beberapa kombinasi kegagalan sistem yang termasuk dalam DiD level 2 dan 3. Kegagalan sistem kemudian dianalisis dengan menggunakan analisis pohon kegagalan berdasarkan perangkat lunak SAPHIRE ver. 6.76. Dari analisis didapatkan probabilitas gagal dari kelompok sistem DiD level 2 dan 3 pada AP1000 masih di bawah batas kriteria dari IAEA yaitu lebih kecil dari 10-2, serta probabilitas kecelakaan parah didapatkan sebesar 6,17 x 10-10. Berdasarkan analisis ini disimpulkan bahwa AP1000 mempunyai tingkat keselamatan yang cukup tinggi, karena melalui skenario kegagalan sistem didapatkan probabilitas kecelakaan parah yang sangat kecil.
JTRN 16:3 (2014)
Artikel Jurnal  Universitas Indonesia Library
<<   1 2 3 4 5 6   >>