Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir"

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 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 terperinci

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

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

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

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

Lebih terperinci

ANALISIS PROBABILISTIK KECELAKAAN PARAH PWR SISTEM PASIF UNTUK MENINGKATKAN MANAJEMEN KECELAKAAN

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

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

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

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

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

Lebih terperinci

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

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

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5.

PEMODELAN 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 terperinci

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

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

Lebih terperinci

STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART

STUDI 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 terperinci

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN

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

Lebih terperinci

REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)

REAKTOR 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 terperinci

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN

Reactor 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 terperinci

Diterima editor 27 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 30 September 2014

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;

Lebih terperinci

Diterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012

Diterima 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 terperinci

DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR

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

Lebih terperinci

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)

REAKTOR 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 terperinci

MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

MAKALAH 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 terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

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

Lebih terperinci

BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR

BERBAGAI 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 terperinci

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

SISTEM 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 terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA

EVALUASI 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 terperinci

Nomor 36, Tahun VII, April 2001

Nomor 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 terperinci

BAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

EFEK PERUBAHAN KETINGGIAN COOLER TERHADAP KECEPATAN ALIRAN AIR PADA SIMULASI SISTEM PASIF

EFEK 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 terperinci

SISTEM mpower DAN PROSPEK PEMANFAATANNYA DI INDONESIA

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,

Lebih terperinci

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

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

Lebih terperinci

ANALISIS KONDISI TERAS REAKTOR DAYA MAJU AP1000 PADA KECELAKAAN SMALL BREAK LOCA

ANALISIS 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 terperinci

ASPEK 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 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 terperinci

PENENTUAN 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 * 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 terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

EVALUASI 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 terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI

TUGAS 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 terperinci

PRINSIP-PRINSIP DASAR MANAJEMEN KECELAKAAN REAKTOR DAYA.

PRINSIP-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 terperinci

Peningkatan Keselamatan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Generasi Baru

Peningkatan 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 terperinci

PERATURAN 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 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 terperinci

PENCEGAHAN KEBAKARAN. Pencegahan Kebakaran dilakukan melalui upaya dalam mendesain gedung dan upaya Desain untuk pencegahan Kebakaran.

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

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. 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 terperinci

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

REAKTOR 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

ANALISIS PROBABILISTIK BANJIR EKSTERNAL TERHADAP DESAIN PWR GENERASI III +

ANALISIS 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 terperinci

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS 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 terperinci

NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY

NUCLEAR 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 terperinci

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

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

Lebih terperinci

BAB II LANDASAN TEORI. panas. Karena panas yang diperlukan untuk membuat uap air ini didapat dari hasil

BAB 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 terperinci

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal

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

Lebih terperinci

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 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 terperinci

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

KRITERIA 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 terperinci

STUDI 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 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 terperinci

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 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 terperinci

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 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 terperinci

SKRIPSI 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 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 terperinci

STUDI BANDING TATA LETAK TIPE-T dan TIPE-I PLTN PWR

STUDI 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 terperinci

II. TINJAUAN PUSTAKA

II. 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 terperinci

Session 11 Steam Turbine Protection

Session 11 Steam Turbine Protection Session 11 Steam Turbine Protection Pendahuluan Kesalahan dan kondisi tidak normal pada turbin dapat menyebabkan kerusakan pada plant ataupun komponen lain dari pembangkit. Dibutuhkan sistem pengaman untuk

Lebih terperinci

KEPUTUSAN 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 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 terperinci

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

Simposium 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 terperinci

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar

2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar - Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. - PLTN dikelompokkan

Lebih terperinci

RISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH

RISET 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 terperinci

Badan Tenaga Nuklir Nasional 2012

Badan 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 terperinci

FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya

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

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

I. 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 terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis 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 terperinci

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam bentuk bom atom yang dijatuhkan di Hiroshima dan Nagasaki dalam Perang Dunia II tahun 1945. Sedemikian

Lebih terperinci

STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR

STUDI 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB 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 terperinci

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2012 BATAN B.41 ANALISIS KECELAKAAN PARAH REAKTOR DAYA PRESSURIZED WATER REACTOR MAJU BELAJAR DARI KEJADIAN FUKUSHIMA MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM 1. Ir. Surip Widodo, M.IT 2. Dipl.Ing. (FH) Andi Sofrany Ekariansyah

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

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

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

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

Lebih terperinci

KAJIAN KESELAMATAN NUKLIR DALAM PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

KAJIAN KESELAMATAN NUKLIR DALAM PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR KAJIAN KESELAMATAN NUKLIR DALAM PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TJIPTA SUHAEMI, ITJEU KARLIANA Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310, Banten Telp,

Lebih terperinci

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Di Susun Oleh: 1. Nur imam (2014110005) 2. Satria Diguna (2014110006) 3. Boni Marianto (2014110011) 4. Ulia Rahman (2014110014) 5. Wahyu Hidayatul

Lebih terperinci

Makalah Fisika Modern. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) Dosen pengampu : Dr.Parlindungan Sinaga, M.Si

Makalah Fisika Modern. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) Dosen pengampu : Dr.Parlindungan Sinaga, M.Si Makalah Fisika Modern Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) Disusun untuk memenuhi salah satu tugas mata kuliah Fisika Modern Dosen pengampu : Dr.Parlindungan Sinaga, M.Si Disusun Oleh : Iif Latifah

Lebih terperinci

FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA

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

Lebih terperinci

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.

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

Lebih terperinci

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan

Lebih terperinci

KAJIAN TEKNIS SISTEM PENGAWASAN POTENSI PADAM TOTAL TERHADAP KESELAMATAN PLTN

KAJIAN TEKNIS SISTEM PENGAWASAN POTENSI PADAM TOTAL TERHADAP KESELAMATAN PLTN KAJIAN TEKNIS SISTEM PENGAWASAN POTENSI PADAM TOTAL TERHADAP KESELAMATAN PLTN Akhmad Muktaf Haifani P2STIBN Bapeten Email untuk korespondensi: a.muktaf@bapeten.go.id ABTSRAK KAJIAN TEKNIS SISTEM PENGAWASAN

Lebih terperinci

BAB III TEORI DASAR KONDENSOR

BAB III TEORI DASAR KONDENSOR BAB III TEORI DASAR KONDENSOR 3.1. Kondensor PT. Krakatau Daya Listrik merupakan salah satu anak perusahaan dari PT. Krakatau Steel yang berfungsi sebagai penyuplai aliran listrik bagi PT. Krakatau Steel

Lebih terperinci

JURUSAN TEKNIK ELEKTRO KONSENTRASI TEKNIK ELEKTRONIKA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI UNIVERSITAS GUNADARMA

JURUSAN TEKNIK ELEKTRO KONSENTRASI TEKNIK ELEKTRONIKA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI UNIVERSITAS GUNADARMA ANALISA SISTEM KONTROL LEVEL DAN INSTRUMENTASI PADA HIGH PRESSURE HEATER PADA UNIT 1 4 DI PLTU UBP SURALAYA. Disusun Oleh : ANDREAS HAMONANGAN S (10411790) JURUSAN TEKNIK ELEKTRO KONSENTRASI TEKNIK ELEKTRONIKA

Lebih terperinci

Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN

Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN 116. Beberapa konsep mengenai reaktor maju sedang dipertimbangkan, dan pencapaian perbaikan dalam keselamatan dan keandalan merupakan

Lebih terperinci

PENGARUH BILANGAN REYNOLDS TERHADAP KARAKTERISTIK KONDENSOR VERTIKAL TUNGGAL TIPE CONCENTRIC TUBE COUNTER CURRENT

PENGARUH BILANGAN REYNOLDS TERHADAP KARAKTERISTIK KONDENSOR VERTIKAL TUNGGAL TIPE CONCENTRIC TUBE COUNTER CURRENT TUGAS AKHIR PENGARUH BILANGAN REYNOLDS TERHADAP KARAKTERISTIK KONDENSOR VERTIKAL TUNGGAL TIPE CONCENTRIC TUBE COUNTER CURRENT DENGAN PENAMBAHAN LILITAN KAWAT SPIRAL Diajukan Untuk Memenuhi Tugas dan Syarat-Syarat

Lebih terperinci

LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2011 TENTANG DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT UNTUK REAKTOR DAYA 2 PERSYARATAN KHUSUS DESAIN SISTEM CATU DAYA DARURAT Lampiran ini menguraikan

Lebih terperinci

Cara Kerja AC dan Bagian-Bagiannya

Cara Kerja AC dan Bagian-Bagiannya Cara Kerja AC dan Bagian-Bagiannya Di era serba maju sekarang ini, kita pasti sudah sangat akrab dengan air conditioner. Kehidupan modern, apalagi di perkotaan hampir tidak bisa lepas dari pemanfaatan

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Air Panglima Besar Soedirman. mempunyai tiga unit turbin air tipe Francis poros vertikal, yang

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Air Panglima Besar Soedirman. mempunyai tiga unit turbin air tipe Francis poros vertikal, yang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Air Panglima Besar Soedirman mempunyai tiga unit turbin air tipe Francis poros vertikal, yang digunakan sebagai penggerak mula dari generator

Lebih terperinci

Analisis Pohon Kejadian (ETA)

Analisis Pohon Kejadian (ETA) 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

Lebih terperinci

PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SEKTOR ELLIPS MODEL SUNGKUP AP1000

PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SEKTOR ELLIPS MODEL SUNGKUP AP1000 PENENTUAN KORELASI EMPIRIS LOKAL PERPINDAHAN PANAS PADA BAGIAN SEKTOR ELLIPS MODEL SUNGKUP AP1000 Nanang Triagung Edi Hermawan Direktorat Pengaturan Pengawasan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif BADAN

Lebih terperinci

MODUL 3 TEKNIK TENAGA LISTRIK PRODUKSI ENERGI LISTRIK (1)

MODUL 3 TEKNIK TENAGA LISTRIK PRODUKSI ENERGI LISTRIK (1) MODUL 3 TEKNIK TENAGA LISTRIK PRODUKSI ENERGI LISTRIK (1) 1. 1. SISTEM TENAGA LISTRIK 1.1. Elemen Sistem Tenaga Salah satu cara yang paling ekonomis, mudah dan aman untuk mengirimkan energi adalah melalui

Lebih terperinci

DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe

DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe DESAIN KONSEPTUAL BEJANA TEKAN DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR KELAS 1000 MWe Siti Alimah*, Mairing M.P ** * (PPEN)-BATAN ** Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN)-BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan,

Lebih terperinci

STUDI DESAIN KONSEPTUAL SISTEM BALANCE OF PLANT (BOP) PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA UAP (PLTU) SKALA KECIL

STUDI DESAIN KONSEPTUAL SISTEM BALANCE OF PLANT (BOP) PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA UAP (PLTU) SKALA KECIL STUDI DESAIN KONSEPTUAL SISTEM BALANCE OF PLANT (BOP) PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA UAP (PLTU) SKALA KECIL Hariyotejo Pujowidodo Balai Termodinamika Motor dan Propulsi (BTMP) Puspiptek Serpong Tangerang Selatan

Lebih terperinci

KESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA

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,

Lebih terperinci

Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l

Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l Anhar R. Antariksawan, Mulya Juarsa, Joko Prasctyo, Edy Sumarno, Kiswanta, dan Ismu Handoyo

Lebih terperinci

STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR

STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR Sukmanlo Dibyo ISSN 0216-3128 179 STUDI KARAKTERISTIK PRESSURIZER PADA PWR Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUD! KARAKTERISTlK PRESSURIZER PADA PWR. PLTN jenis PWR

Lebih terperinci

BAB III DASAR TEORI SISTEM PLTU

BAB III DASAR TEORI SISTEM PLTU BAB III DASAR TEORI SISTEM PLTU Sistem pembangkit listrik tenaga uap (Steam Power Plant) memakai siklus Rankine. PLTU Suralaya menggunakan siklus tertutup (closed cycle) dengan dasar siklus rankine dengan

Lebih terperinci

SAATNYA MENGAKHIRI ABAD NUKLIR (Pelajaran dari Fukushima)

SAATNYA MENGAKHIRI ABAD NUKLIR (Pelajaran dari Fukushima) SAATNYA MENGAKHIRI ABAD NUKLIR (Pelajaran dari Fukushima) Dian Abraham Peneliti Hukum Nuklir Disampaikan dalam Seminar Belajar dari Kecelakaan PLTN Fukushima Daiichi Jepang dan

Lebih terperinci

LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN

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,

Lebih terperinci

KONVERSI ENERGI PANAS BUMI HASBULLAH, MT

KONVERSI ENERGI PANAS BUMI HASBULLAH, MT KONVERSI ENERGI PANAS BUMI HASBULLAH, MT TEKNIK ELEKTRO FPTK UPI, 2009 POTENSI ENERGI PANAS BUMI Indonesia dilewati 20% panjang dari sabuk api "ring of fire 50.000 MW potensi panas bumi dunia, 27.000 MW

Lebih terperinci

BAB II MESIN PENDINGIN. temperaturnya lebih tinggi. Didalan sistem pendinginan dalam menjaga temperatur

BAB II MESIN PENDINGIN. temperaturnya lebih tinggi. Didalan sistem pendinginan dalam menjaga temperatur BAB II MESIN PENDINGIN 2.1. Pengertian Mesin Pendingin Mesin Pendingin adalah suatu peralatan yang digunakan untuk mendinginkan air, atau peralatan yang berfungsi untuk memindahkan panas dari suatu tempat

Lebih terperinci

PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR

PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 SET Abstrak Kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) merupakan kecelakaan besar yang dipostulasikan

Lebih terperinci

PERSYARATAN UMUM DESAIN

PERSYARATAN UMUM DESAIN 2012, No.272 6 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI TERHADAP BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN PADA REAKTOR DAYA PERSYARATAN UMUM

Lebih terperinci

RESUME PENGAWASAN K3 PESAWAT UAP DAN BEJANA TEKAN

RESUME PENGAWASAN K3 PESAWAT UAP DAN BEJANA TEKAN RESUME PENGAWASAN K3 PESAWAT UAP DAN BEJANA TEKAN MATA KULIAH: STANDAR KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA Ditulis oleh: Yudy Surya Irawan Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Brawijaya Malang

Lebih terperinci

APA YANG SALAH? Kasus Sejarah Malapetaka Pabrik Proses EDISI KEEMPAT

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

Lebih terperinci