Analisis Pohon Kejadian (ETA)
|
|
|
- Sugiarto Santoso
- 8 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Analisis Pohon Kejadian (ETA) Analisis induktif : Suatu analisis diawali dengan kejadian awal dan diikuti dengan bekerja atau tidaknya sistem-sistem keselamatan/mitigasi Hal yang penting : Menghubungkan fungsi-fungsi sistem dalam plant pada waktu beroperasi Identifikasi hubungan di dalam sekuensi kejadian Identifikasi lamanya waktu terjadinya kejadian
2 Analisis Pohon Kejadian (ETA) Proses Penyusunan : Menentukan batas analisis yaitu kondisi akhir sekuensi Mendefinisikan kriteria sukses Mengembangkan dan menentukan bagianbagian (sebelah atas) dari pohon kejadian Mengembangkan sekuensi
3 Analisis Pohon Kejadian (ETA) Kriteria sukses : Suatu kondisi fungsi keselamatan/sistem dimana dapat dikatakan kondisi tersebut sukses/berfungsi Dalam reaktor suatu sistem terdiri atas beberapa redudan berapa redudan yang berhasil dapat dikatakan sukses
4 Analisis Pohon Kejadian (ETA) Fungsi keselamatan (secara umum) yang diperlukan dalam penyusunan : Reaktor subkritis (Reactor Subcriticality, RS) Pemindah panas teras (Core Heat Removal) Penambah inventori teras (Core Inventory Makeup) Integritas sistem pendingin primer (Primary Coolant System Integrity) Containment Pressure Suppression) Pemindah panas kontainmen (Containment Heat Removal) Integritas kontainmen (Containment Integrity)
5 Contoh Analisis Pohon Kejadian
6 Analisis Pohon Kegagalan (FTA) Salah satu cara utk mengkuantifikasi analisis pohon kejadian setiap sistem keselamatan / mitigasi dikuantifikasi kegagalannya analisis pohon kegagalan Analisis deduktif : suatu kejadian disebabkan oleh kejadian sebelumnya kejadian lebih lanjut, kegagalan komponen atau kegagalan operator (manusia) Kegagalan dianalisis lebih lanjut sampai kejadian dasar (basic event)
7 Analisis Pohon Kegagalan (FTA) Kuantifikasi kegagalan sistem, komponen, fungsi atau operasi FTA untuk menentukan : Kombinasi beberapa kegagalan Probabilitas gagal Titik lemah (kritis) pada sistem, komponen, fungsi atau operasi Kejadian puncak (Top Event) dari FTA merupakan kejadian atau kondisi yang tidak diinginkan (undesired event/state)
8 Analisis Pohon Kegagalan (FTA) Hasil FTA merupakan kegagalan atau ketidaktersediaan (unavailability) Perangkat lunak yang digunakan : PSA pack, SAPHIRE, SALP, SET, NUPRA, dllnya. Keluaran perangkat lunak : Cut set/minimal cut set yang menyebabkan terjadinya kejadian puncak Cut set : kombinasi kegagalan kejadian dasar Minimal cut set : kombinasi terkecil kegagalan kejadian dasar komponen kritis Perhitungan : sesuai dengan aljabar boolean
9 Analisis Pohon Kegagalan (FTA) Penyusunan pohon kegagalan : Menentukan kejadian puncak Menganalisis penyebab terjadinya kejadian puncak secara mundur dengan gerbang logika : Kejadian Dasar Gerbang OR Kesalahan komponen dasar yang tidak memerlukan pengembangan lebih lanjut Gerbang logika yang menunjukkan gabungan beberapa masukan kejadian. Keluaran akan terjadi bila sedikitnya 1 masukan terjadi Gerbang AND Gerbang logika yang menunjukkan interseksi (perkalian) beberapa masukan kejadian. Keluaran akan terjadi bila masukan terjadi
10 Analisis Pohon Kegagalan (FTA) Analisis diuraikan lebih lanjut sampai kejadian dasar Penyelesaian FTA : Mengubah logika pohon kegagalan menjadi persamaan boolean Mereduksi persamaan boolean menjadi bentuk sederhana
11 Boolean Algebra and PSA quantification OPERATIONS AND LAWS LAWS OF THE BOOLEAN ALGEBRA COMMUTATIVE A + B = B + A A B = B A ASSOCIATIVE A + B + C = ( A + B ) + C = A + ( B + C ) A B C = ( A B ) C = A ( B C ) DISTRIBUTIVE A ( B + C ) = ( A B ) + ( A C ) IDEMPOTENT A + A = A A A = A NULL SET A + 0 = A A 0 = 0 UNIVERSAL SET A + 1 = 1 A 1 = A ABSORPTION A + ( A B ) = A Slide 17.
12 Contoh FTA
13 Contoh FTA
14 Contoh FTA Persamaan Logika sebagai berikut : G1 = G2 + E1 G2 = E2 + G3 + E3 G3 = G4 G5 G4 = E4 + E5 G5 = E4 + E6 Substitusi : G3 = (E4 + E5) (E4 + E6) G2 = E2 + [(E4+E5) (E4 + E6)] + E3 G1 = E2 + [(E4+E5) (E4 + E6)] + E3 + E1 Persamaan setelah disederhanakan merupakan Minimal cut set (dipisahkan dengan tanda + ) G1 = E1 + E2 + E3 + E4 + E5 E6 Probabilitas motor gagal untuk berhenti adalah : Pr(G1) Pr(E1) + Pr(E2) + Pr(E3) + Pr(E4) + Pr(E5 E6)
15 Estimasi Parameter Diperlukan untuk memberikan harga kegagalan komponen dan kejadian awal Sebagai masukan kuantitatif untuk kejadian dasar pada pohon kegagalan dan model pohon kejadian Data yang diperlukan : Laju kegagalan (failure rate) dan kebolehjadian gagal saat dibutuhkan (demand failure probability) Ketidaktersediaan pada kondisi test atau perawatan Common cause failure Frekuensi kejadian awal Keandalan manusia/operator
16 Perhitungan Data Keandalan
17 Estimasi Parameter Sumber data : Data generik : NUREG-1150, NUREG/CR- 5750, NUREG/CR-5496, NUREG/CR-5500, WASH-1400, IEEE std 500, TECDOC 478, dll Pengalaman operasi Data dari plant tertentu Data yang termodifikasi (misal dengan Bayes)
18 Kegiatan PSA level-1 Reaktor Riset KejadianAwal: Kehilangan suplai daya listrik Kehilangan daya listrik normal Insersi kelebihan reaktivitas Kekritisan selama handling bahan bakar ( kesalahan pemasukan bahan bakar) Kecelakaan start-up Ketidak seimbangan posisi batang kendali Insersi air dingin, dan lain-lain
19 Kegiatan PSA level-1 Reaktor Riset Kehilangan aliran Kegagalan pompa primer Pengurangan aliran pendingin (mis : katup gagal, pipa atau alat penukar panas tersumbat, dll) Penyumbatan bahan bakar Kegagalan atau kesalahan eksperimen, dll Kehilangan pendingin Pecahnya batas pendingin primer Kolam rusak Kegagalan beam tube atau penetrasi, dll
20 Kegiatan PSA level-1 Reaktor Riset Kesalahan handling atau kegagalan peralatan/komponen Kegagalan kelonsong bahan bakar Kekritisan di penyimpan bahan bakar Kelebihan burn-up, dll Kejadian internal khusus Kebakaran atau ledakan secara internal Kesalahan eksperimen reaktor Kejadian keamanan, dll
21 Kegiatan PSA level-1 Reaktor Riset Kejadian eksternal Gempa Banjir (sungai, dam, dll) Jatuhnya pesawat, dll Kesalahan manusia Penyusunan pohon kegagalan dari sistem Penyusunan pohon kejadian Pengumpulan data keandalan komponen
22 Keunggulan dan Kekurangan PSA Keunggulan : 1. Bersifat sistematik analisis sistem yang kompleks 2. Membutuhkan beberapa jenis keilmuan (multidisiplin) 3. Menentukan interaksi yang sangat kompleks 4. Memberikan pandangan secara kualitatif dengan mudah terhadap plant
23 Keunggulan dan Kekurangan PSA 5. Memberikan hasil secara kuantitatif yang dapat digunakan sebagai pengambil keputusan 6. Model yang dapat digunakan untuk studi sensitivitas 7. Dapat digunakan untuk mengevaluasi sesuatu yang tidak pasti
24 Keunggulan dan Kekurangan PSA Kekurangan : 1. Tidak ada jaminan semua kejadian awal sudah teridentifikasi 2. Kekurangan dari model konsep dan model matematika 3. Ketidakpastian dari model parameter untuk model yang digunakan 4. Tidak cukupnya data perangkat keras dan performance manusia
25 Keunggulan dan Kekurangan PSA Usaha mengatasi kekurangan : 1. Perlu studi sensitivitas 2. Menggunakan keputusan expert (expert judgement) 3. Perlu adanya peer review 4. Hasil dihubungkan dengan analisis keteknikan dan filosofi pertahanan berlapis (defense in depth)
Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN
BAB I PENDAHULUAN Diktat ini disusun sebagai pegangan peserta kursus pada pelatihan National Basic Professional Training Course On Nuclear Safety yang diselenggarakan oleh Pusdiklat BATAN. Untuk materi
Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis)
Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis) D T Sony Tjahyani Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan Pusat Pengembangan Teknologi Keselamatan Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA - 2 - KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI (PIE) 1.1. Lampiran ini menjelaskan definisi
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN
LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN I-101. Lampiran I berisi beberapa pertimbangan yang mungkin bermanfaat dalam melakukan analisis keselamatan untuk suatu reaktor penelitian. Pendekatan
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA - 2 - KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI (PIE) 1.1. Lampiran ini menjelaskan definisi
ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR
ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN
ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN D. T. Sony Tjahyani, Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan
DASAR ANALISIS KESELAMATAN
Modul 1 DASAR ANALISIS KESELAMATAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan (BARMiK) P2TKN BATAN anharra@centrin.net.id 20-10-03 antariksawan 1 Tujuan Mengetahui metodologi
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA - 2 - REDUNDANSI, KERAGAMAN, DAN INDEPENDENSI 3.1. Lampiran ini menyajikan
KESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA
YOGYAKARTA, 25-26 AGUSTUS 2008 KESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA D.T. SONY TJAHYANI Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek,
ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000
ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000 D. T. Sony Tjahyani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 80, Serpong, Tangerang 15310 Telp/Fax:
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang Mengingat
Sigma Epsilon, ISSN
EVALUASI KEANDALAN SISTEM VENTING KOLAM DAN SISTEM TEKANAN RENDAH RSG GAS DENGAN METODA POHON KEGAGALAN Deswandri, Johnny Situmorang Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK EVALUASI
2 instalasi nuklir adalah instalasi radiometalurgi. Instalasi nuklir didesain, dibangun, dan dioperasikan sedemikian rupa sehingga pemanfaatan tenaga
TAMBAHAN LEMBARAN NEGARA RI (Penjelasan Atas Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2012 Nomor 107) PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI
DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR
DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2010 DAFTAR ISI SUB BIDANG OPERASI LEVEL 1 Kode Unit : KTL.PO.28.101.01 Judul Unit
B D. 1.1 Konsep Model Jaringan
A 1 MODEL JARINGAN UNTUK SISTEM KOMPLEKS 1.1 Konsep Model Jaringan P ada bab sebelumnya telah diuraikan teknik dalam melakukan pemodelan jaringan untuk sistem sederhana. eberapa pola hubungan komponen
2. PENGEMBANGAN BATAS-BATAS DAN KONDISI-KONDISI OPERASIONAL
2. PENGEMBANGAN BATAS-BATAS DAN KONDISI-KONDISI OPERASIONAL UMUM 1. OLC merupakan pembungkus atau batas nilai-nilai parameter reaktor dan kondisikondisi sistem dimana operasi suatu reaktor telah diperlihatkan
2011, No MEMUTUSKAN: Menetapkan : PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA. BAB I KETENTU
No.535, 2011 BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR. Desain Reaktor Daya. Ketentuan Keselamatan. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 3 TAHUN 2011
EVALUASI KESELAMATAN SAFETY RELATED SYSTEM UNTUK MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR RISET RSG-GAS
BATAN B.51 EVALUASI KESELAMATAN SAFETY RELATED SYSTEM UNTUK MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR RISET RSG-GAS Ir. Johnny Situmorang Drs. Deswandri, M.Eng. Drs. Ahmad Abtokhi, MT. Ir. Suharyo Widagdo Restu Maerani,
Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS
Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS 15. Pertahanan berlapis merupakan penerapan hierarkis berbagai lapisan peralatan dan prosedur untuk menjaga efektivitas penghalang fisik yang ditempatkan di
DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.
DEFINISI Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. Batas-batas Yang Dapat Diterima (Acceptable limits) Batas-batas yang dapat diterima oleh badan pengaturan. Kondisi
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Batasan dan Kondisi Operasi Reaktor Nondaya
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA I. Kerangka Format
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
ID0200243 ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE
VrusiUinx Presentasi Ilmiah Tehmlogi Keselamatan Nukllr-V ISSN No. : 1410-0533 Serpong 2H Juni 2000 ' ID0200243 ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE Oleh : Demon
Diterima editor 27 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 30 September 2014
ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000 D. T. Sony Tjahyani, Julwan Hendry Purba Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir E-mail: dtsony@batan.go.id;
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : a. bahwa
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang
ANALISA KETERLAMBATAN PROYEK MENGGUNAKAN FAULT TREE ANALYSIS
ANALISA KETERLAMBATAN PROYEK MENGGUNAKAN FAULT TREE ANALYSIS (FTA) (STUDI KASUS PADA PROYEK PEMBANGUNAN GEDUNG PROGRAM STUDI TEKNIK INDUSTRI TAHAP II UNIVERSITAS BRAWIJAYA MALANG) NASKAH PUBLIKASI Untuk
BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk
FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 11 TAHUN 2007 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN INSTALASI NUKLIR NON REAKTOR
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 11 TAHUN 2007 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN INSTALASI NUKLIR NON REAKTOR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang
Dewi Widya Lestari
Dewi Widya Lestari 2411 106 011 WHB merupakan komponen yang sangat vital bagi berlangsungnya operasional untuk memenuhi pasokan listrik pabrik I PT Petrokimia Gresik. Dari tahun 90-an hingga kini WHB beroperasi
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (II)
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (II) Khoirul Huda Badan Pengawas Tenaga Nuklir Jl. Gajah Mada 8, Jakarta 1 DESAIN KEANDALAN (1/8) Batas maksimum tidak berfungsinya (unavailability) suatu sistem atau komponen
FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
2012, No.758 6 LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara
PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id
Jurusan Teknik Sipil Fakultas Teknik Sipil Dan Perencanaan Institut Teknologi Sepuluh Nopember. Oleh : Taufiq Junaedi ( )
ANALISA DAN PENGUKURAN POTENSI RISIKO KECELAKAAN KERJA DENGAN MENGGUNAKAN METODE APMM (ACCIDENT POTENTIAL MEASUREMENT METHOD) PADA PROYEK PEMBANGUNAN DORMITORY 5 LANTAI AKADEMI TEKNIK KESELAMATAN DAN PENERBANGAN
DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2010 TENTANG DESAIN SISTEM PENANGANAN DAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS
MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2012 TENTANG KETENTUAN DESAIN SISTEM PROTEKSI KEBAKARAN DAN LEDAKAN INTERNAL PADA REAKTOR DAYA MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN III.1.
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 6 TAHUN 2013 TENTANG IZIN BEKERJA PETUGAS INSTALASI DAN BAHAN NUKLIR
17 2013, No.838 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 6 TAHUN 2013 TENTANG IZIN BEKERJA PETUGAS INSTALASI DAN BAHAN NUKLIR FORMULIR PERMOHONAN IZIN BEKERJA PETUGAS IBN BADAN PENGAWAS
SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN
LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2012 TENTANG KETENTUAN DESAIN SISTEM PROTEKSI KEBAKARAN DAN LEDAKAN INTERNAL PADA REAKTOR DAYA SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN
FORMULIR PERMOHONAN IZIN BEKERJA PETUGAS IBN
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 6 TAHUN 2013 TENTANG IZIN BEKERJA PETUGAS INSTALASI DAN BAHAN NUKLIR FORMULIR PERMOHONAN
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG MANAJEMEN TERAS SERTA PENANGANAN DAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR PADA
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BAPETEN. Penanganan. Penyimpanan. Bahan Bakar Nuklir. Reaktor Non Daya. Manajemen Teras.
No.85, 2014 BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BAPETEN. Penanganan. Penyimpanan. Bahan Bakar Nuklir. Reaktor Non Daya. Manajemen Teras. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG
PROGRAM PASCASARJANA PROGRAM STUDI MAGISTER TEKNIK SIPIL
UNIVERSITAS ATMA JAYA YOGYAKARTA PROGRAM PASCASARJANA PROGRAM STUDI MAGISTER TEKNIK SIPIL BAB III METODE FAILURE MODE AND EFFECT ANALYSIS (FMEA) DAN FAULT TREE ANALYSIS (FTA) 3.1 Failure Mode and Effect
TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR
TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR Oleh : Suharno Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR. Tinjauan sistem keselamatan
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang :
APA YANG SALAH? Kasus Sejarah Malapetaka Pabrik Proses EDISI KEEMPAT
Untuk Denise, Yang selalu menunggu ketika saya menikmati kesendirian dan tinggal di laboratorium berhari-hari namun kamu tidak pernah melihat hasilnya. APA YANG SALAH? Kasus Sejarah Malapetaka Pabrik Proses
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI TERHADAP BAHAYA INTERNAL
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI TERHADAP BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN
2011, No BAB I KETENTUAN UMUM Pasal 1 Dalam Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir ini, yang dimaksud dengan: 1. Reaktor nondaya adalah r
No.533, 2011 BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR. Reaktor Nondaya. Keselamatan Desain. Persyaratan PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 1 TAHUN
Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG
Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG Aga Audi Permana 1*, Eko Julianto 2, Adi Wirawan Husodo 3 1 Program Studi
2014, No MANAJEMEN TERAS. Langkah-langkah Manajemen Teras terdiri atas:
8 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG MANAJEMEN TERAS SERTA PENANGANAN DAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR NONDAYA MANAJEMEN TERAS Langkah-langkah
FORMAT DAN ISI LAPORAN PENILAIAN KESELAMATAN BERKALA KONDISI TERKINI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2015 TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN
IDENTIFIKASI PENYEBAB KERUSAKAN VALVE PADA MUD PUMP TYPE TRIPLEX PUMP MENGGUNAKAN METODE FAULT TREE ANALYSIS DI PT. X
IDENTIFIKASI PENYEBAB KERUSAKAN VALVE PADA MUD PUMP TYPE TRIPLEX PUMP MENGGUNAKAN METODE FAULT TREE ANALYSIS DI PT. X Ambri 1, Yohanes 2, Yuhelson 2 Laboratorium Teknologi Produksi, Jurusan Teknik Mesin,
Disusun Oleh : Firman Nurrakhmad NRP Pembimbing : Totok Ruki Biyanto, PhD. NIP
Disusun Oleh : Firman Nurrakhmad NRP. 2411 105 002 Pembimbing : Totok Ruki Biyanto, PhD. NIP. 1971070219988021001 LATAR BELAKANG Kegagalan dalam pengoperasian yang berdampak pada lingkungan sekitar Pengoperasian
LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN
LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN A.1. Hubungan antara perawatan pencegahan, perawatan perbaikan, pengujian berkala dan inspeksi tidak-rutin dijelaskan sebagai berikut. PERAWATAN,
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG FORMAT DAN ISI
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR FORMAT
CONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Keselamatan reaktor nuklir, baik reaktor daya (yang jika digunakan sebagai pembangkit listrik disebut pembangkit listrik tenaga nuklir, PLTN) dan reaktor riset (RR),
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.85, 2014 BAPETEN. Penanganan. Penyimpanan. Bahan Bakar Nuklir. Reaktor Non Daya. Manajemen Teras. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RINGKASAN Meskipun terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin ( Loss Of Coolant Accident, LOCA), seandainya bundel bahan bakar dapat
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo
PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR PARAMETER
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (I)
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (I) Khoirul Huda Badan Pengawas Tenaga Nuklir Jl. Gajah Mada 8, Jakarta 1 KESELAMATAN NUKLIR M I S I Misi keselamatan nuklir adalah untuk melindungi personil, anggota masyarakat
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR NONDAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang :
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 43 TAHUN 2006 TENTANG PERIZINAN REAKTOR NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang: bahwa untuk melaksanakan ketentuan
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN
2011, No BAB I KETENTUAN UMUM Pasal 1 Dalam Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir ini, yang dimaksud dengan: 1. Reaktor nondaya adalah r
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.534, 2011 BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR. Keselamatan Operasi Reaktor Nondaya. Prosedur. Pelaporan. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR
PROBABILITAS KECELAKAAN KAPAL TENGGELAM DI WILAYAH SELAT MAKASSAR
Jurnal Riset dan Teknologi Kelautan (JRTK) Volume 14, Nomor 1, Januari - Juni 2016 PROBABILITAS KECELAKAAN KAPAL TENGGELAM DI WILAYAH SELAT MAKASSAR Haryanti Rivai Dosen Program Studi Teknik Sistem Perkapalan
REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)
REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan
BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor
1 BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Seiring dengan berkembangnya teknologi dan peradabaan manusia, kebutuhan terhadap energi mengalami peningkatan yang cukup tinggi. Untuk mencukupi kebutuhan-kebutuhan
KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id
FMEA SEBAGAI ALAT ANALISA RISIKO MODA KEGAGALAN PADA MAGNETIC FORCE WELDING MACHINE ME-27.1
ISSN 1979-2409 FMEA SEBAGAI ALAT ANALISA RISIKO MODA KEGAGALAN PADA MAGNETIC FORCE WELDING MACHINE ME-27.1 Iwan Setiawan Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, Kawasan Puspiptek, Serpong ABSTRAK FMEA SEBAGAI
SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA
Sistem mpower dan Prospek Pemanfaatannya di Indonesia (Sudi Ariyanto) SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA Sudi Ariyanto Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jalan Kuningan Barat,
LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA
Teks tidak dalam format asli. Kembali: tekan backspace LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA No. 106, 2006 (Penjelasan dalam Tambahan Lembaran Negara Republik Indonesia Nomor 4668) PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK
BAB II TINJAUAN PUSTAKA
4 BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Konsep Menejemen Resiko Manajemen resiko adalah suatu proses komprehensif untuk mengidentifikasi, mengevaluasi dan mengendalikan resiko yang ada dalam suatu kegiatan. Resiko
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.389, 2015 BAPETEN. Reaktor Nondaya. Keselamatan. Penilaian. Verifikasi. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2015 TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
KP PERKA- 24 OKT 2014 RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA DIREKTORAT PENGATURAN PENGAWASAN INSTALASI DAN BAHAN NUKLIR BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR
TUGAS. Di Susun Oleh: ADRIAN. Kelas : 3 IPA. Mengenai : PLTN
TUGAS Mengenai : PLTN Di Susun Oleh: ADRIAN Kelas : 3 IPA MADRASAH ALIYAH ALKHAIRAT GALANG TAHUN AJARAN 2011-2012 BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam
PENCEGAHAN KEBAKARAN. Pencegahan Kebakaran dilakukan melalui upaya dalam mendesain gedung dan upaya Desain untuk pencegahan Kebakaran.
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2012 TENTANG KETENTUAN DESAIN SISTEM PROTEKSI KEBAKARAN DAN LEDAKAN INTERNAL PADA REAKTOR DAYA PENCEGAHAN KEBAKARAN Pencegahan Kebakaran
BAB II TEORI DASAR PROSES PENILAIAN KESELAMATAN
BAB II TEORI DASAR PROSES PENILAIAN KESELAMATAN 2.1 PENDAHULUAN SAE ARP4761 dikeluarkan oleh SAE (Society for Automotive Engineers) International The Engineering Society for Advancing Mobility Land Sea
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN
MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut
PROGRAM ANALISIS POHON KEGAGALAN MENGGUNAKAN SIMULASI NUMERIK. Haendra Subekti *
PROGRAM ANALISIS POHON KEGAGALAN MENGGUNAKAN SIMULASI NUMERIK Haendra Subekti * ABSTRAK PROGRAM ANALISIS POHON KEGAGALAN MENGGUNAKAN SIMULASI NUMERIK. Telah disusun suatu program komputer untuk analisis
SIDANG P3 TUGAS AKHIR JURUSAN TEKNIK KELAUTAN 28 JANUARI 2010
SIDANG P3 TUGAS AKHIR JURUSAN TEKNIK KELAUTAN 28 JANUARI 2010 Analisa Resiko pada Reducer Pipeline Akibat Internal Corrosion dengan Metode RBI (Risk Based Inspection) Oleh: Zulfikar A. H. Lubis 4305 100
#6 FAULT TREE ANALYSIS (FTA)
#6 FAULT TREE ANALYSIS (FTA) 6.1. Pendahuluan Seperti yang telah dibahas pada materi sebelumnya bahwa dua metode yang banyak digunakan untuk menganalisa kegagalan sistem adalah Fault Tree Analysis (FTA)
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
ANALISA FAKTOR PENYEBAB KEGAGALAN MESIN GRINDER PADA PROSES PRODUKSI PLASTIC FILM DI PT. MUTIARA HEXAGON
ANALISA FAKTOR PENYEBAB KEGAGALAN MESIN GRINDER PADA PROSES PRODUKSI PLASTIC FILM DI PT. MUTIARA HEXAGON Imam Hidayat, Swandya Eka Pratiwi Program Studi Teknik Mesin, Fakultas Teknik Universitas Mercu
TAHAPAN PENGEMBANGAN DESAIN, DAN VERIFIKASI DAN VALIDASI SISTEM YANG PENTING UNTUK KESELAMATAN BERBASIS KOMPUTER
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 6 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN SISTEM YANG PENTING UNTUK KESELAMATAN BERBASIS KOMPUTER
REAKTOR PEMBIAK CEPAT
REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio