Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir
|
|
- Glenna Sudirman
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY 43 Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir Nur Syamsi Syam, Anggoro Septilarso Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Jakarta Abstrak Saat ini diperkirakan 15% kebutuhan listrik dunia dipenuhi oleh Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Isu paling mengemuka dari pembangunan dan pengoperasian suatu PLTN adalah masalah keselamatan dan faktor keekonomisan. Berdasarkan pengalaman pengoperasian reaktor nuklir yang telah ada, maka untuk menjawab tantangan tersebut pada reaktor generasi terkini telah dikembangkan suatu sistem yang mampu menjawab kedua tantangan tersebut tanpa harus mengorbankan salah satu diantaranya, yaitu sistem keselamatan pasif. Pada prinsipnya sistem keselamatan pasif ini memanfaatkan sifat atau kondisi fisis dari suatu benda/material sebagai suatu suatu sistem yang mampu mempertahankan pengoperasian suatu reaktor nuklir dengan selamat. Sifat atau kondisi yang sering digunakan sebagai sistem keselamatan pasif pada suatu reaktor nuklir tersebut antara lain adalah gaya gravitasi, tekanan dan konveksi alamiah. Dengan diterapkannya sistem keselamatan pasif ini mampu menaikkan tingkat keselamatan suatu reaktor nuklir karena sistem keselamatan reaktor mampu berfungsi dengan baik saat dibutuhkan tanpa harus diinisiasi oleh operator. Di sisi lain, penerapan sistem keselamatan pasif ini akan menghasilkan disain reaktor yang lebih sederhana dengan lebih sedikit komponen yang digunakan sehingga dari segi ekonomi pun menjadi lebih baik. Kata kunci: sistem keselamatan pasif, gravitasi, tekanan, sirkulasi alamiah I. PENDAHULUAN Penggunaan energi nuklir melalui PLTN saat ini memberikan sekitar 15% dari kebutuhan listrik dunia. Sebagaimana pembangkit tenaga listrik lainnya, PLTN juga tidak lepas dari resiko yakni potensi bahaya karena zat radioaktif yang dimiliki oleh PLTN. Oleh karena itu, aspek keselamatan menjadi prioritas utama dalam pembangunan dan pengoperasian PLTN dari generasi ke generasi. Perancang dan produsen PLTN terus berupaya untuk mengembangkan dan meningkatkan aspek keselamatan PLTN. Peningkatan aspek keselamatan salah satunya dilakukan melalui pengembangan sistem keselamatan PLTN. Salah satu konsep sistem keselamatan yang terus dikembangkan saat ini adalah sistem keselamatan pasif. Sistem keselamatan tersebut bekerja secara pasif untuk memenuhi salah satu atau lebih dari ketiga hal berikut, yaitu (a) memadamkan/shutdown reaktor dengan selamat (b) mengambil panas peluruhan setelah shutdown (c) mengungkung zat radioaktif agar tidak terlepas ke lingkungan. Sistem keselamatan pasif mulai diterapkan pada PLTN generasi III. Gagasan dasar dari pengembangan sistem keselamatan pasif tersebut adalah menyederhanakan desain sehingga memudahkan pengoperasiannya, meningkatkan keselamatan dengan menggunakan sistem yang lebih sederhana dan lebih andal karena menggunakan tenaga alami, serta menurunkan biaya untuk pembangunan, pengoperasian dan perawatan PLTN. Dalam makalah ini akan diuraikan beberapa jenis sistem keselamatan pasif yang digunakan pada PLTN. II. KATEGORI SISTEM KESELAMATAN PASIF Pada prinsipnya sistem keselamatan pasif ini memanfaatkan sifat atau kondisi fisis dari suatu benda/material sebagai suatu suatu sistem yang mampu mempertahankan pengoperasian suatu reaktor nuklir dengan selamat. Sifat atau kondisi yang sering digunakan sebagai sistem keselamatan pasif pada suatu reaktor nuklir tersebut antara lain adalah gaya gravitasi, tekanan dan konveksi alamiah. Menurut IAEA-TECDOC-626 definisi sistem keselamatan pasif adalah sistem yang menggunakan komponen dan struktur yang seluruhnya pasif atau sistem yang menggunakan komponen aktif dalam jumlah yang sangat terbatas untuk menginisisasi operasi pasif berikutnya. Berdasarkan hal tersebut, dokumen IAEA mengelompokkan sistem keselamatan pasif dalam 4 kategori (Tabel 1) [1]. TABEL 1. KATEGORISASI SISTEM KESELAMATAN PASIF. Karakteristik Kategori A gori B gori C gori D Input sinyal Tidak Tidak Tidak Tidak Sumber daya/tenaga Tidak Tidak Tidak Tidak luar Bagian mekanik bergerak Tidak Tidak Ada Tidak/ Ada Fluida kerja bergerak Tidak Ada Ada Tidak/ Ada Berikut ini diberikan contoh sistem untuk masing-masing kategori tersebut: Kategori A : Penghalang fisik terhadap pelepasan produk fisi, seperti kelongsong bahan bakar, struktur bangunan tahan gempa, pendingin teras yang hanya mengandalkan perpindahan panas secara konduksi atau radiasi. Kategori B : sistem pendingin darurat atau sistem shutdown reaktor yang bekerja dengan menginjeksikan larutan air-borat sebagai akibat adanya gangguan terhadap kesetimbangan hidrostatis antara sistem bertekanan dan kolam air luar. Kategori C : sistem injeksi yang terdiri atas akumulator dan tanki penyimpanan dan pipa keluaran yang dilengkapi dengan check valves. Kategori D : sistem injeksi atau pendinginan teras darurat yang bekerja dengan gaya gravitasi, dengan inisiasi oleh katup elektro-pneumatic atau katup bertenaga baterai.
2 44 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY III. APLIKASI SISTEM KESELAMATAN PASIF PADA REAKTOR MAJU Sebagaimana telah diuraikan sebelumnya, sistem keselamatan pasif telah diterapkan pada PLTN generasi III dan III+ atau pada reaktor maju. Berikut ini diuraikan secara rinci penggunaan sistem yang telah dikategorisasikan tersebut pada PLTN. Berdasarkan fungsinya, sistem keselamatan pasif tersebut dibagi dalam dua kelompok yakni sistem untuk pengambilan panas peluruhan dari teras reaktor dan sistem untuk pendinginan pengungkung dan supresi tekanan. A. Sistem keselamatan pasif untuk pengambilan panas peluruhan dari teras reaktor Pre-pressurized core flooding tanks (accumulators) Akumulator merupakan bagian dari sistem pendingin teras darurat, berupa tangki besar berisi 75% air mengandung borat dan sisanya berisi Nitrogen bertekanan atau gas inert. Isi tanki diisolasi dari sistem pendingin teras dengan menggunakan sejumlah check valve. Dalam keadaan normal, check valve tersebut tertutup akibat adanya perbedaan tekanan antara sistem pendingin reaktor dan gas dalam tangki. Pada kejadian kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA), tekanan pada teras akan turun di bawah tekanan gas dan menyebabkan terbukanya katup sehingga air mengandung borat mengalir ke teras reaktor. Secara sederhana, sistem ini ditunjukkan pada Gambar 1. Gambar 2. Elevated tank natural circulation loops (core make-up tanks). Sistem ini bekerja apabila katup isolasi terbuka, yakni apabila head fluida melebihi tekanan sistem pendingin primer ditambah dengan sedikit tekanan untuk mengatasi tekanan yang dibutuhkan oleh check valve. Kekurangan dari sistem ini adalah kinerjanya dapat dibatasi oleh uap panas yang terbentuk di sekitar teras. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 3). Gambar 3. Elevated gravity drain tanks [2] Gambar 1. Pre-pressurized core flooding tanks (accumulator). [2] Elevated tank natural circulation loops (core make-up tanks) Sistem ini terdiri atas tangki yang terhubung dengan kalang pendingin primer pada bagian atas dan bawah tanki. Tangki tersebut berisi air mengandung borat untuk menyediakan injeksi pendingin pada tekanan sistem. Dalam keadaan normal tangki tersebut diisolasi dari bejana reaktor dengan katup isolasi yang berada pada pipa keluaran di bagian dasar tangki (Gambar 2). Fluida di dalam tanki selalu mendeteksi tekanan sistem penuh melalui pipa koneksi di bagian atas tangki. Elevated gravity drain tanks Sistem ini terdiri dari tangki berisi air dingin mengandung borat dengan tekanan rendah untuk menyirami teras dengan menggunakan gaya gravitasi. Pada beberapa desain, volume air dalam tangki cukup besar sehingga mampu memenuhi seluruh ruang reaktor. Passively cooled steam generator natural circulation Sistem yang terdapat pada PWR (Pressurized Water Reactor) ini diintegrasikan dengan generator uap. Prinsip kerjanya adalah dengan mengkondensasikan uap dari generator uap pada penukar panas yang berada dalam tanki berisi air atau pada sistem pendingin dengan udara. Sistem ini memiliki karakteristik yang mirip dengan kondenser isolasi. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 4). Gambar 4. Passively cooled steam generator (water-cooled). [2] Passive residual heat removal heat exchangers Fungsi utama sistem ini adalah untuk memberikan waktu yang lebih lama dari pengambilan panas peluruhan teras dengan perpindahan panas menggunakan kalang sirkulasi
3 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY 45 alamiah satu fase (cair). Kalang penukar panas pada sistem ini dalam keadaan normal bersifat bertekanan dan siap untuk dioperasikan. Aliran satu fase diaktuasi dengan membuka katup isolasi pada bagian dasar penukar panas. Sistem ini optimal untuk perpindahan panas satu fasa (berbeda dengan kondenser isolasi yang optimal untuk pendidihan dan kondensasi). Sistem ini sangat berguna untuk skenario station blackout. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 5). otomatis yang menghembuskan uap tersebut secara langsung ke pengungkung. Perbedaan densitas yang terbentuk antara daerah teras dengan kolam mengakibatkan terjadinya aliran sirkulasi alamiah yang menarik air melalui sump screen ke dalam bejana reaktor dan mengambil panas peluruhan. Pada desain tertentu, sirkulasi alamiah pada bejana reaktor dapat mengambil panas peluruhan tanpa perlu mengoperasikan ADS. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 7). Gambar 5. Passive residual heat removal heat exchangers [2] Passively cooled core isolation condensers Sistem ini didesain untuk menyediakan pendinginan teras reaktor air didih setelah diisolasi dari pengambilan panas primer, dalam hal ini turbin/kondenser. Selama operasi daya, reaktor diisolasi dari penukar panas kondenser isolasi dengan menggunakan katup. Pada kejadian dimana teras reaktor harus diisolasi dari pengambilan panas primer, katup yang berada pada pipa kondenser isolasi dibuka dan uap primer dialihkan ke penukar panas kondenser isolasi untuk dikondensasikan pada bagian pipa vertikal. Panas dipindahkan ke atmosfer melalui kolam ICS/PCCS. Kondensat kembali ke teras karena adanya gaya gravitasi dalam pipa. Sistem ini termasuk dalam kategori D (Gambar 6). Gambar 7. Core cooling by sump natural circulation [2] B. Sistem keselamatan pasif untuk pendinginan pengungkung dan supresi tekanan. Sistem keselamatan pasif yang akan diuraikan berikut ini adalah sistem pada reaktor maju untuk memindahkan panas dari pengungkung dan menurunkan tekanan dalam pengungkung setelah terjadinya kecelakaan kehilangan air pendingin. Kolam supresi tekanan pengungkung Ketika terjadi LOCA, uap dihasilkan pada pengungkung primer (drywell) yang merupakan hasil dari penguapan air dan atau ekpansi uap yang berasal dari sistem primer akibat adanya kebocoran. Uap dari drywell dialirkan melalui pipa yang terendam ke kolam supresi. Uap tersebut mengalami kondensasi sehingga menurunkan tekanan pada pengungkung. Sistem ini termasuk dalam kategori B dan C (Gambar 8). Gambar 6. Isolation condenser cooling system [2] Sump natural circulation Beberapa desain menggunakan ruang reaktor dan bagian pengungkung lebih rendah lainnya sebagai reservoar pendingin untuk pendinginan teras dalam kondisi pecahnya sistem primer. Dengan sistem tersebut, air yang keluar dari sistem reaktor dikumpulkan pada penampung (sump). Akibatnya reaktor terendam dalam air dan katup isolasi terbuka. Pengambilan panas peluruhan terjadi melalui pendidihan dalam teras. Uap yang dihasilkan bergerak ke atas melalui katup sistem depressurasi Gambar 8. Kolam supresi tekanan pengungkung. [2] Sistem supresi tekanan/pengambilan panas pengungkung pasif. Sistem ini menggunakan kolam yang diletakkan pada tempat yang lebih tinggi sebagai media pengambil panas. Uap yang dihembuskan ke pengungkung akan mengalami kondensasi pada permukaan tabung kondenser pengungkung sehingga menyebabkan supresi tekanan dan menyediakan pendinginan bagi pengungkung. Sistem ini termasuk dalam Kategori D (Gambar 9).
4 46 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY Gambar 9. Reduksi tekanan dan pengambilan panas pengungkung setelah LOCA dengan menggunakan kalang sirkulasi alamiah eksternal. [2] Penyemprot pengungkung pasif Sistem ini menggunakan gaya alami dari udara pendingin yang terdapat dalam pengungkung. Ketika terjadi LOCA, uap yang menyentuh permukaan dalam dari pengungkung baja mengalami kondensasi. Panas dipindahkan melalui dinding pengungkung ke udara luar. Kolam yang berada di atas pengungkung, menyemprotkan air dingin yang digerakkan oleh gaya gravitasi untuk memberikan pendinginan pada skenario LOCA. Aliran udara melalui celah sempit, yang disebabkan oleh efek chimney termasuk dalam Kategori B, sedangkan penyemprot bejana pengungkung termasuk dalam Kategori D (Gambar 10). Gambar 10. Penyemprot pengungkung pasif. [2] Pada umumnya reaktor maju menggunakan gabungan dari berbagai sistem keselamatan pasif tersebut untuk meningkatkan keselamatannya. Sebagai contoh, reaktor tipe Gambar 11. Sistem Keselamatan pasif ESBWR. [3] ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) menggunakan beberapa jenis sistem keselamatan pasif sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 11. Pada Tabel 2 diberikan beberapa jenis reaktor dengan sistem keselamatan pasif yang digunakan. TABEL 2. SISTEM KESELAMATAN PASIF PADA SISTEM REAKTOR YANG BERBEDA. [2] Sistem Reaktor SWR 1000 AREVA, France (BWR) AP 600 dan AP 1000 Westinghouse Electric, USA (APWR) WWER-640/407 Atomenergoproje ct/gidropress, Russian Federation (PWR) Advanced PWR (APWR+) Mitsubishi, Japan ESBWR, General Electric, USA Advanced BWR (ABWR-II) TEPCO, GE, Hitachi and Toshiba, Japan Advanced CANDU Reactor (ACR 1000), AECL, Canada Sistem Keselamatan pasif Emergency Condenser System Core Flooding System Containment Cooling Condensers Passive Residual Heat Removal System Core Make-up Tanks Automatic Depressurization System Steam Vent into IRWST Accumulator Tanks In-containment Refuelling Water Storage Tank Injection Lower Containment Sump Recirculation Passive Containment Cooling Sistem ECCS Accumulator Subsystem ECCS Tank Subsistem Primary Circuit Un-tightening Subsistem Steam Generator Passive Heat Removal System Containment Passive Heat Removal System Passive Core Cooling System using Steam Generator Advanced Accumulators Gravity Driven Cooling System Suppression Pool Injection Isolation Condenser System Standby Liquid Control System Passive Containment Cooling System ADS-SRV Vent into Suppression Pool Passive Reactor Cooling System Passive Containment Cooling Sistem Core Make-up Tanks Reserve Water System (RWS) Containment Cooling Spray IV. KESIMPULAN Berdasarkan uraian yang diberikan dapat disimpulkan bahwa sistem keselamatan pasif dengan penyederhanaan desain yang diterapkan pada reaktor maju mampu mengatasi aspek penting dari pembangunan dan pengoperasian PLTN yakni keselamatan, keandalan dan ekonomi. PUSTAKA [1] International Atomic Energy Agency, Safety Related Terms for Advanced IAEA, Nuclear Plants, IAEA-TECDOC-626, Wina, [2] International Atomic Energy Agency, TECDOC 1264, Passive Safety Sistems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants, Wina, [3] New Boiling Water Reactor (BWR) Options, Presented by Willard Roit. GE Energy Nuclear, cstools.asme.org/csconnect/ FileUpload.cfm?View=yes&ID=24116
5 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY 47 TANYA JAWAB Sehah (Fisika-UNSOED)? Apa hubungan bencana Fukushima dengan hasil penelitian ibu? Nur Syamsi Fukushima-1 terjadi karena gempa dan tsunami. Desain Fukushima-1 (reaktor gen. II) menggunakan sistem-sistem keselamatan bersifat aktif (memerlukan daya dari luar), berbeda dengan reaktor gen III/III + yang menggunakan sistem keselamatan pasif. Hal ini yang menyebabkan kesulitan mengambil panas peluruhan setelah setelah reaktor shutdown (scram), karena saat gempa yang disusul tsunami, diesel generator rusak, sehingga sistem keselamatan berupa pompa-pompa untuk mensirkulasikan air pendingin yang berfungsi mengambil panas peluruhan tidak bekerja (kehilangan catu daya). Sehingga air mendidih dan menguap, bahan bakar tak seluruhnya terendam air yang menyebabkan terjadinya reaksi zirkonium (pada kelongsong bahan bakar) dengan uap. Dan reaksi inilah yang menyebabkan terjadinya ledakan pada Fukushima-1, 2, dan 3. Terkait dengan makalah ini, masalah pada Fukushima-1 telah diatasi dengan aplikasi sistem keselamatan pasif pada reaktor generasi maju. Dewita (PTAPB-BATAN)? Proses pengaman dari item yang disampaikan dilakukan secara bersamaan (pararel) atau serial? Nur Syamsi Sistem keselamtan pasif yang digunakan oleh PLTN pada umumnya bekerja berurutan karena antara satu sistem dengan sistem yang lain saling terkait. Selain itu sistemsistem bekerja tergantung pada kejadian pemicu yang terjadi, misal small pipe break, large pipe break, dll.
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
Lebih terperinciREAKTOR 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
Lebih terperinciRISET 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
Lebih terperinciBAB 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
Lebih terperinciANALISIS 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
Lebih terperinciREAKTOR 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
Lebih terperinciREAKTOR 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
Lebih terperinciTINJAUAN 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
Lebih terperinciANALISIS 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:
Lebih terperinciPEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5.
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5 Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 25 Juni 2012 Disetujui untuk
Lebih terperinciBAB 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
Lebih terperinciREACTOR 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
Lebih terperinciANALISIS 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
Lebih terperinciREAKTOR 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
Lebih terperinciSTUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART Siti Alimah 1, Erlan Dewita 1, Sriyono 2 1 Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN)-BATAN 2 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) Jl.
Lebih terperinciREAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)
REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR) RINGKASAN Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan
Lebih terperinciEKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF
EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI
Lebih terperinciDiterima 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;
Lebih terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciPERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF
PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF Defri Sulaeman 1, Surip Widodo 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Lab. Riset Engineering Development for Energy Conversion
Lebih terperinciKAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA
KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA Yohanes Dwi Anggoro ¹, Sahala M. Lumbanraja², Rr. Arum Puni Rijanti S³ (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta 12710 Telp/Fax : (021)5204243
Lebih terperinciDAFTAR 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
Lebih terperinciDefinisi PLTN. Komponen PLTN
Definisi PLTN PLTN adalah sebuah pembangkit daya thermal yang menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah Pembangkilt Listrik
Lebih terperinciMANAJEMEN KESELAMATAN PLTN PASCA KECELAKAAN FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1~4
MANAJEMEN KESELAMATAN PLTN PASCA KECELAKAAN FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1~4 Sahala M. Lumbanraja, Rr. Arum Puni Riyanti, Yohanes Dwi Anggoro Pusat Pengembangan Energi Nuklir-BATAN Jl. Kuningan Barat Mampang
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan
Lebih terperinciDiterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012
VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciPENGARUH PERUBAHAN LEBAR CELAH DALAM TERHADAP PERSAMAAN KORELASI EMPIRIS KONVEKSI BAGIAN SILINDER KONSENTRIS PADA PENDINGINAN MODEL SUNGKUP AP1000
PENGARUH PERUBAHAN LEBAR CELAH DALAM TERHADAP PERSAMAAN KORELASI EMPIRIS KONVEKSI BAGIAN SILINDER KONSENTRIS PADA PENDINGINAN MODEL SUNGKUP AP1000 Nanang Triagung Edi Hermawan Direktorat Pengaturan Pengawasan
Lebih terperinciSTUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI
STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI Bandi Parapak, Sahala M. Lumbanraja Pusat Pengembangan Energi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Kuningan Barat Jakarta Selatan Telp/Fax: (021) 5204243,
Lebih terperinciPARAMETER 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
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir
Lebih terperinciSTUDI PROSPEK PLTN DAYA KECIL NUSCALE DI INDONESIA
Studi Prospek PLTN Daya Kecil NUSCALE di Indonesia (Rr. Arum Puni Rijanti, Sahala M. Lumbanraja) STUDI PROSPEK PLTN DAYA KECIL NUSCALE DI INDONESIA Rr. Arum Puni Rijanti, Sahala M. Lumbanraja Pusat Pengembangan
Lebih terperinciREAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)
REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) RINGKASAN Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR VVER, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah WATER-WATER POWER REACTOR
Lebih terperinciBab 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
Lebih terperinciMAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)
MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Di Susun Oleh: 1. AFRI YAHDI : 2013110067 2. M.RAZIF : 2013110071 3. SYAFA RIDHO ILHAM : 2013110073 4. IKMARIO : 2013110079 5. CAKSONO WIDOYONO : 2014110003
Lebih terperinciBERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR
BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR RINGKASAN Beberapa tipe Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR), Reaktor Air Tekan Rusia (VVER),
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1 Skema pressurized water reactor (http://www.world-nuclear.org/, September 2015)
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran multifase merupakan salah satu fenomena penting yang banyak ditemukan dalam kegiatan industri. Kita bisa menemukannya di dalam berbagai bidang industri seperti
Lebih terperinciBAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran dua fasa berlawanan arah, banyak dijumpai pada aplikasi reaktor nuklir, jaringan pipa, minyak dan gas. Aliran dua fasa ini juga memiliki karakteristik yang
Lebih terperinciSISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH
3258 SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH Tjipta Suhaemi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Serpong ABSTRAK SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN
Lebih terperinciEFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF
EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF Dian Ariswara 1, Sukmanto Dibyo 2, G.Bambang Heru 2, Mulya Juarsa 2 1 Mahasiswa Program Studi Teknik Mesin, Fakultas
Lebih terperinciSISTEM 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,
Lebih terperinciSYNOPSIS 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
Lebih terperinciASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI
ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI Oleh NAUSA NUGRAHA SP. 04 02 02 0471 DEPARTEMEN TEKNIK MESIN PROGRAM STUDI TEKNIK MESIN
Lebih terperinciNomor 36, Tahun VII, April 2001
Nomor 36, Tahun VII, April 2001 Mengenal Proses Kerja dan Jenis-Jenis PLTN Di dalam inti atom tersimpan tenaga inti (nuklir) yang luar biasa besarnya. Tenaga nuklir itu hanya dapat dikeluarkan melalui
Lebih terperinciKEPALA 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
Lebih terperinciPENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SILINDER KONSENTRIS MODEL SUNGKUP AP1000. Nanang Triagung Edi Hermawan *
PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SILINDER KONSENTRIS MODEL SUNGKUP AP1000 Nanang Triagung Edi Hermawan * ABSTRAK PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN
Lebih terperinciREAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)
REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor
Lebih terperinciTUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI
TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI Dosen : Hasbullah, S.Pd., MT. Di susun oleh : Umar Wijaksono 1101563 PROGRAM STUDI S1 TEKNIK ELEKTRO JURUSAN PENDIDIKAN TEKNIK ELEKTRO FAKULTAS PENDIDIKAN TEKNOLOGI
Lebih terperinciPRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA.
Presiding Presentasi Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir-V,. ISSN No.: 1410-0533 Serpong. 28 Juni 2000 * ID0200244 PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA Oleh : Aliq, Suharno, Anhar R.A.,
Lebih terperinciANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA
ISSN 1411 240X Analisis Kondisi Teras Reaktor Daya Maju... ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Kawasan Puspiptek,
Lebih terperinciREAKTOR PENDINGIN GAS MAJU
REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang
Lebih terperinciREAKTOR 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
Lebih terperinciPENCEGAHAN 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
Lebih terperinciPERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA KERING. Dewi Susilowati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
PERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA KERING Dewi Susilowati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PERTIMBANGAN DALAM PERANCANGAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR BEKAS SECARA
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2011 TENTANG DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT UNTUK REAKTOR DAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2011 TENTANG DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT UNTUK REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang
Lebih terperinciPENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP
PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP RINGKASAN Pengujian keandalan pembangkit uap telah dilakukan selama 6 tahun sejak tahun 1975 dan dilanjutkan pada tahun 1993 sampai 1997. Natrium Phosphat yang digunakan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Fase merupakan keadaan dari suatu zat, dapat berupa padat, gas maupun cair. Dalam kehidupan sehari-hari selain aliran satu fase, kita juga temukan aliran multi fase.
Lebih terperinciPeningkatan Keselamatan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Generasi Baru
Peningkatan Keselamatan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Generasi Baru Pelajaran Berharga dari Chernobyl dan Fukushima Daiichi Energi nuklir digunakan untuk membangkitkan listrik dan terhubung ke jaringan
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen
Lebih terperinciANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN
Lebih terperinciMITIGASI 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.
Lebih terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih terperinciLAMPIRAN 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
Lebih terperinciCONTOH 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
Lebih terperinciANALISIS LAJU ALIRAN AIR DI COOLER PADA HEAT SINK SYSTEM UNTAI UJI FASSIP
Sigma Epsilon, ISSN 53-913 ANALISIS LAJU ALIRAN AIR DI COOLER PADA HEAT SINK SYSTEM UNTAI UJI FASSIP Giarno, Joko Prasetyo W, Agus Nur Rachman Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciLAMPIRAN 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
Lebih terperinciANALISIS PROBABILISTIK BANJIR EKSTERNAL TERHADAP DESAIN PWR GENERASI III +
ANALISIS ROBABILISTIK BANJIR EKSTERNAL TERHADA DESAIN WR GENERASI III + D. T. Sony Tjahyani usat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (TRKN)-BATAN Kawasan uspiptek Serpong Tangerang Selatan Telp./Faks.
Lebih terperinciPERATURAN 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,
Lebih terperinciBAB II LANDASAN TEORI
BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Teori Dasar Steam merupakan bagian penting dan tidak terpisahkan dari teknologi modern. Tanpa steam, maka industri makanan kita, tekstil, bahan kimia, bahan kedokteran,daya, pemanasan
Lebih terperinciBAB II DASAR TEORI. Laporan Tugas Akhir. Gambar 2.1 Schematic Dispenser Air Minum pada Umumnya
BAB II DASAR TEORI 2.1 Hot and Cool Water Dispenser Hot and cool water dispenser merupakan sebuah alat yang digunakan untuk mengkondisikan temperatur air minum baik dingin maupun panas. Sumber airnya berasal
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Absorpsi dan stripper adalah alat yang digunakan untuk memisahkan satu komponen atau lebih dari campurannya menggunakan prinsip perbedaan kelarutan. Solut adalah komponen
Lebih terperinciPERATURAN 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
Lebih terperinciSISTEM 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
Lebih terperinciKRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA
Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Dalam tugas akhir ini akan dilakukan perancangan bejana tekan vertikal dan simulasi pembebanan eksentrik pada nozzle dengan studi kasus pada separator kluster 4 Fluid
Lebih terperinciBAB II LANDASAN TEORI. panas. Karena panas yang diperlukan untuk membuat uap air ini didapat dari hasil
BAB II LANDASAN TEORI II.1 Teori Dasar Ketel Uap Ketel uap adalah pesawat atau bejana yang disusun untuk mengubah air menjadi uap dengan jalan pemanasan, dimana energi kimia diubah menjadi energi panas.
Lebih terperinciLAMPIRAN 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
Lebih terperinciKEPUTUSAN KEPALA. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG PEDOMAN PENENTUAN TAPAK REAKTOR NUKLIR
KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG PEDOMAN PENENTUAN TAPAK REAKTOR NUKLIR KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : a. bahwa pembangunan dan pengoperasian
Lebih terperinciSTUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400
STUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400 Nafi Feridian, Sriyana Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta
Lebih terperinciII. TINJAUAN PUSTAKA
II. TINJAUAN PUSTAKA A. Radiator Radiator memegang peranan penting dalam mesin otomotif (misal mobil). Radiator berfungsi untuk mendinginkan mesin. Pembakaran bahan bakar dalam silinder mesin menyalurkan
Lebih terperinciBAB IV HASIL PENELITIAN DAN PEMBAHASAN. sedang beroperasi menghentikan operasinya atau shutdown karena getaran gempa
BAB IV HASIL PENELITIAN DAN PEMBAHASAN 4.1 Kondisi PLTN di Jepang Pasca Tsunami Krisis terjadi setelah gempa besar yang memaksa unit 1, 2 dan 3 yang sedang beroperasi menghentikan operasinya atau shutdown
Lebih terperinciSKRIPSI UPAYA PEMERINTAH JEPANG DALAM PENANGGULANGAN KRISIS ENERGI PASCA BENCANA GEMPA DAN TSUNAMI 2011
SKRIPSI UPAYA PEMERINTAH JEPANG DALAM PENANGGULANGAN KRISIS ENERGI PASCA BENCANA GEMPA DAN TSUNAMI 2011 Japanese Government Effort to Overcome Energy Crisis after Earthquake and Tsunami Disaster 2011 Disusun
Lebih terperinciSTUDI BANDING TATA LETAK TIPE-T dan TIPE-I PLTN PWR
Studi Banding Tata Letak Tipe-T dan Tipe-I PLTN PWR (Eko Rudi I, Siti Alimah) STUDI BANDING TATA LETAK TIPE-T dan TIPE-I PLTN PWR Eko Rudi Iswanto, Siti Alimah Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) -
Lebih terperinciObservasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks ABSTRAK
Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks Apip Badarudin 1,3,a, Indarto 2,b, Deendarlianto 2,c, Hermawan 2,d, Aji Saka 4,e, M. Fikri Haykal Syarif 5,f, Aditya Wicaksono
Lebih terperinciMODUL 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
Lebih terperinciMAKALAH FISIKA DAN KIMIA DASAR 2B DAMPAK MASALAH LINGKUNGAN LEDAKAN REAKTOR NUKLIR FUKUSHIMA
MAKALAH FISIKA DAN KIMIA DASAR 2B DAMPAK MASALAH LINGKUNGAN LEDAKAN REAKTOR NUKLIR FUKUSHIMA Anggota Kelompok: Pratama Arief Ramadhan (55415378) Danando Syah Putra (51415559) Kelas 1IA07 Jurusan Teknik
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN Di dunia industri terutama dibidang petrokimia dan perminyakan banyak proses perubahan satu fluida ke fluida yang lain yang lain baik secara kimia maupun non kimia.
Lebih terperinciSimposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA
Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1
Lebih terperinciBAB II LANDASAN TEORI
BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Pengertian Umum Mesin pendingin atau kondensor adalah suatu alat yang digunakan untuk memindahkan panas dari dalam ruangan ke luar ruangan. Adapun sistem mesin pendingin yang
Lebih terperinciESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02
ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02 Lutfi Fitria Ningsih 1, Ahmad Rofiq Sofyan 2,Giarno 3, Dedy Haryanto 3, Joko Prasetyo Witoko 3, Mulya Juarsa 3 1 Mahasiswa Departemen
Lebih terperinciKARAKTERISASI FLOWMETER UNTUK LAJU ALIRAN RENDAH PADA SIRKULASI ALAMI DI UNTAI FASSIP-01
KARAKTERISASI FLOWMETER UNTUK LAJU ALIRAN RENDAH PADA SIRKULASI ALAMI DI UNTAI FASSIP-01 Restiya Maulana 1, Mulya Juarsa 2, Kusigit Susanto 3, Joko Prasetio Witoko 4 1 Mahasiswa tugas akhir jurusan Teknik
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 179 STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR. PLTN jenis PWR
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*
ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING
Lebih terperinciRISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH
RISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Pengungkung (containment) reaktor nuklir adalah dinding pelindung terluar yang mencegah emisi produk belah (Fision Product, FP)
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciPENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI
PENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI Mulya Juarsa 1, Puradwi I.W 1., Ari Satmoko 1, Efrizon Umar 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciBadan Tenaga Nuklir Nasional 2012
BATAN B.38 ANALISIS KONSEKUENSI KECELAKAAN PARAH PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD Dr. Ir. Pande Made Udiyani Dr. Jupiter Sitorus Pane, M.Sc Drs. Sri Kuntjoro Ir. Sugiyanto Ir. Suharno,
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,
Lebih terperinciBAB 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
Lebih terperinci