REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
|
|
- Hengki Halim
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 tinggi). Dalam bahasa Inggris dikenal dengan Light Water-cooled Graphite-moderated Reactor (LWGR). RBMK adalah PLTN yang menggunakan air sebagai pendingin, grafit sebagai moderator dan sebagai bahan bakarnya digunakan uranium dioksida dengan pengayaan rendah. Bahan bakar diletakkan dalam pipa bertekanan, dan air dialirkan dalam pipa tersebut untuk mengambil panas yang dibangkitkan dalam bahan bakar. Air pendingin dalam pipa tekan akan mendidih, selanjutnya uap tersebut dikirim ke tangki pemisah uap. Setelah uap dipisahkan dari air, uap dikirim ke turbin untuk memutar turbin pembangkit listrik. Karena konstruksi teras seperti yang telah dijelaskan di atas, maka reaktor ini disebut Reaktor Pipa Tekan Pendingin Air Didih Moderator Grafit. RBMK adalah suatu tipe PLTN yang dikembangkan sendiri oleh Uni Soviet. RBMK merupakan tipe reaktor daya pertama di dunia yang dibangun di Obninsk (5 MWe). RBMK yang ada di Republik Ukraina, yaitu reaktor CHERNOBYL, telah mengalami kecelakaan pada tahun Kecelakaan ini terkenal dengan kecelakaan CHERNOBYL. Teras reaktor RBMK dapat dikembangkan dengan penambahan perangkat bahan bakar dalam pipa tekan. Dengan penggunaan grafit, yang murah harganya, sebagai moderator maka dengan mudah teras reaktor dapat diperbesar. RBMK tipe komersial yang telah berhasil dirancang adalah RBMK-1000 (100 MWe) dan RBMK-1500 (1500 MWe). Sampai dengan akhir tahun 2000, terdapat 16 unit reaktor RBMK yang beroperasi di Eropa Timur dan 1 unit sedang dibangun di Rusia. Satu unit RBMK yang masih beroperasi di CHERNOBYL (unit ke-3), dengan bantuan dana dari Eropa Barat secara resmi ditutup. Setelah kecelakaan CHERNOBYL, tidak ada rencana pembangunan dari reaktor tipe RBMK ini. URAIAN 1. Konsep dan Karakteristika Reaktor RBMK RBMK adalah reaktor pipa tekan pendingin air didih moderator grafit hasil pengembangan negara Uni Soviet. Pada mulanya reaktor ini dirancang sebagai reaktor produksi plutonium, tetapi kemudian dikembangkan menjadi reaktor pembangkit daya (PLTN). Gambar 1 memperlihatkan sketsa konsep dasar dari reaktor RBMK. Reaktor tipe RBMK menggunakan air biasa sebagai pendingin (dalam pipa tekan, air dibiarkan mendidih), grafit sebagai bahan memperlambat kecepatan neutron (moderator neutron). Sebagai bahan bakar digunakan uranium dioksida yang dibungkus dengan kelongsong dari bahan Zr - 1% Nb. Perangkat bahan bakar diletakkan di dalam pipa tekan yang disebut kanal bahan bakar. Dalam pipa mengalir air pendingin bertekanan yang mengambil panas dari bahan bakar sehingga akan mendidih. Jadi dalam pipa ini terdapat aliran campuran air dan uap (aliran dua fasa). Uap yang terjadi dialirkan ke tangki pemisah uap dan dipisahkan dari fasa cairnya, dan uap yang telah kering (terpisah dari fasa cairnya) disalurkan ke turbin pembangkit listrik. Uap yang telah bekerja memutar turbin disalurkan ke kondenser untuk diembunkan menjadi fasa cair dan selanjutnya dengan bantuan pompa sirkulasi utama air dialirkan kembali ke teras reaktor.
2 Reaktor RBMK mirip dengan reaktor Fugen di Jepang, hanya saja pada reaktor Fugen sebagai moderatornya adalah air berat (deuterium, D 2 O). Beberapa keuntungan dari konstruksi teras yang terdiri atas pipa tekan adalah teras dengan mudah dapat diperbesar dan selama reaktor beroperasi bahan bakar mudah ditukar- ganti. Dengan demikian tingkat keberlangsungan operasi menjadi sangat tinggi (tidak diperlukan penghentian reaktor pada saat menukar-ganti bahan bakar). Beberapa reaktor lain yang mempunyai konstruksi pipa tekan adalah reaktor Fugen di Jepang dan tipe CANDU buatan Canada. Reaktor RBMK 5 MWe yang dibangun pada bulan Juni 1954 di Obninsk tercatat sebagai reaktor pembangkit daya (PLTN) pertama yang dioperasikan di dunia. Selanjutnya reaktor RBMK diperbesar dayanya, dan pada tahun 1974 RBMK dengan daya 1000 MWe yang dibangun di Leningrad (Leningrad No.1) mulai beroperasi. Peta lokasi tempat RBMK beroperasi ditunjukkan pada Gambar 2, sedangkan Tabel 1 memperlihatkan kondisi operasional dan pembangunan RBMK hingga Desember RBMK tidak seperti VVER, reaktor ini hanya beroperasi di Uni Soviet. Tercatat reaktor RBMK dan RBMK-1500 yang telah berhasil dikembangkan melalui tahapan tiga generasi. RBMK generasi ketiga, yaitu RBMK-1000 dibangun di Smolensk dan mulai dioperasikan pada tahun Sementara itu RBMK-1000 yang sedang dibangun di Kursk dijadwalkan akan mulai beroperasi pada tahun Bangunan Utama Reaktor Gambar 3 memperlihatkan tampang lintang gedung reaktor RBMK-1000 generasi kedua, Tabel 2 memperlihatkan beberapa parameter utama reaktor RBMK, Gambar 4 memperlihatkan perangkat bahan bakar RBMK. Dengan diameter luar bejana reaktor 14,8 meter (diameter teras efektif 11,8 meter) dan tinggi 9,8 meter, bejana RBMK merupakan suatu bejana reaktor yang tergolong sangat besar. Teras reaktor terdiri dari susunan tumpukan blok grafit. Di antara tumpukan grafit tersebut terdapat pipa tekan (kanal bahan bakar). Dalam kanal bahan bakar ini terdapat perangkat bahan bakar, dan air biasa dialirkan dalam kanal bahan bakar untuk mengambil panas yang dibangkitkan dari reaksi fisi dalam bahan bakar. Di dalam satu pipa tekan (kanal bahan bakar) terdapat sebuah perangkat bahan bakar, sedangkan dalam satu perangkat bahan bakar terdapat 18 batang bahan bakar. Panjang satu perangkat bahan bakar adalah 7 meter, terdiri dari bagian atas dan bawah tepat di tengah-tengah ketinggian (tinggi efektif teras adalah 3,43 m x 2). Pipa tekan terbuat dari Zr - 2% Nb, perangkat bahan bakar dalam pipa tekan dapat menghasilkan energi termal ratarata MWt. Jika diambil contoh bahan bakar yang terdapat pada reaktor Chernobyl No.3, bahan bakar reaktor mempunyai pengayaan U-235 sebanyak 1,8% berat, 2,0% berat, dan total uranium dalam teras adalah 190 ton. Bahan bakar ini dapat digunakan hingga mencapai derajat bakar MWd/t. Bahan yang digunakan untuk membuat kelongsong bahan bakar adalah Zr - 1% Nb. Dalam RBMK terdapat beberapa tipe batang kendali sesuai dengan fungsinya, yaitu batang kendali otomatis pengatur daya rata-rata, batang kendali otomatis pengatur daya lokal, batang kendali penghenti reaktor pada kondisi darurat, dan batang kendali pengatur distribusi daya aksial (vertikal). Teras reaktor RBMK mempunyai ukuran yang sangat besar sehingga mudah terjadi ketidakstabilan karena distribusi daya ruang yang tak merata. Oleh karena itu pada reaktor ini diperlukan pengaturan distribusi daya, baik ke arah horisontal maupun vertikal. Bahan penyerap neutron yang digunakan sebagai batang kendali adalah
3 B4C. Bahan ini dimasukkan ke dalam kelongsong yang terbuat dari logam paduan aluminium. Sebagai penggerak batang kendali digunakan konstruksi motor dan sabuk penggerak (belt). Pada bagian atas dan bawah reaktor terdapat perisai biologis yang terbuat dari beton berat dan beton khusus. Perisai biologis pada sisi lain dari reaktor terbuat dari kombinasi lapisan baja, air, pasir pengisi dan beton. 3. Sistem Pendingin Utama Diagram alir pendingin reaktor ditunjukkan dalam Gambar 5. Gambar 6 menunjukkan tata letak pompa sirkulasi pendingin dan aliran pendingin. Gambar 7 menjelaskan aliran pendingin pada saat reaktor beroperasi normal. Sistem reaktor dibagi menjadi dua untai sistem pendingin, yaitu sistem kiri dan kanan. Setiap untai pendingin mempunyai 4 buah pompa sirkulasi (pompa pendingin utama), dalam kondisi operasi normal 3 buah di antaranya beroperasi dan satu buah dalam kondisi siap beroperasi (stand-by). Air yang keluar dari pompa sirkulasi pendingin dibagi menjadi 22 header selanjutnya didistribusikan ke setiap pipa tekan (kanal bahan bakar) dalam teras reaktor. Pada pintu masuk pipa tekan terdapat katup pengatur debit aliran yang dapat digerakkan secara manual. Uap air yang keluar dari pipa tekan dialirkan ke tangki pemisah uap. Terdapat 2 buah tangki pemisah uap yang diletakkan di kiri atas dan kanan atas bejana reaktor. Uap kering yang telah dipisahkan dari fasa cairnya di dalam tangki pemisah uap kemudian dialirkan ke turbin pembangkit listrik. Setelah menggerakkan turbin, uap air tersebut diembunkan di kondenser. Setelah semua uap berubah menjadi fasa cair dalam kondenser, air dialirkan ke tangki pemisah uap sebagai air pasokan (make-up water). Dalam tangki pemisah uap, air yang dipisahkan dari fase uap dialirkan pada 12 pipa downcomer untuk dikumpulkan di header umum (manifold) yang kemudian masuk ke pompa untuk disirkulasikan ke dalam teras reaktor. Reaktor tipe RBMK dapat digolongkan sebagai salah satu tipe reaktor air didih (Boiling Water Reactor, BWR), karena air diperbolehkan mendidih dalam teras reaktor dan uap langsung dialirkan ke turbin untuk membangkitkan listrik. Dalam reaktor tipe RBMK yang diwakili oleh reaktor Chernobyl No.3, terdapat 2 buah turbin uap, masing-masing berkapasitas 510 MWe. Temperatur uap masuk turbin adalah 280,4 C dengan tekanan 65,9 kg/m 2. Daya termal yang dibangkitkan MWt, dan diubah menjadi daya listrik MWe, jadi efisiensi termalnya adalah 31,3%. 4. Sistem Pendingin Teras Darurat Sistem pendingin teras darurat RBMK ditunjukkan pada Gambar 8. Jika terjadi kebocoran saluran pendingin yang menyebabkan teras kehilangan pendingin (kecelakaan LOCA), sistem ini akan menginjeksikan air ke sistem pendingin sehingga kekurangan pendingin dapat diimbangi dan temperatur teras tetap terjaga. Pada sistem pendingin darurat teras reaktor ini terdapat injeksi cepat dan injeksi lambat. Sistem injeksi cepat terdiri dari 3 buah subsistem, dua buah di antaranya dipasok dari katup pada tangki akumulator bertekanan tinggi (10 MPa). Satu subsistem lainnya digerakkan oleh pompa listrik. Tipe sistem pendinginan teras darurat yang diterapkan pada reaktor RBMK antara satu dan generasi lainnya berbeda. Pada
4 reaktor tipe RBMK generasi pertama, sistem pendinginan teras darurat yang tersedia tidak memadai, dan baru pada generasi berikutnya terdapat penyempurnaan. Sistem pendinginan teras darurat lambat terdapat pada masing-masing untai pendingin. Pada saat salah satu untai mengalami kebocoran, pada untai ini akan bekerja tiga sistem pendingin teras darurat lambat, masing-masing digerakkan dengan dua pompa paralel, dengan kemampuan pasokan 50% kapasitas total pasokan pendingin teras. Pada untai yang tidak mengalami kebocoran, terdapat 3 sistem pendinginan teras darurat lambat dengan kemampuan pasokan 50 % pasokan teras, yang masing-masing digerakkan oleh satu pompa listrik. 5. Ruang Lokalisasi Kecelakaan Prinsip pengungkungan dari sistem lokalisasi kecelakaan ditunjukkan pada Gambar 9. Pada reaktor-reaktor dari Eropa-Barat, untuk mencegah penyebaran radioaktivitas ke lingkungan pada saat terjadi kecelakaan, terdapat sistem bejana pengungkung reaktor yang tahan terhadap tekanan tinggi. Sementara itu, pada reaktor RBMK pipa dan komponen sistem pendingin dipisah dalam kompartemen (ruang tertutup) masing-masing, sedangkan pada teras reaktor tidak ada penyungkupnya. Jadi reaktor ini tidak memiliki bejana pengungkung. Di samping itu sistem pengendali tekanan (suppression pool) tidak ada dalam reaktor RBMK generasi pertama. Pada RBMK generasi kedua, sistem pengendali tekanan seperti yang ada pada desain reaktor Eropa-Barat diadopsi, yaitu dalam bentuk kolam supresi. 6. Masalah Keselamatan RBMK Reaktor tipe RBMK mempunyai beberapa kelebihan, yaitu teras reaktor dapat diperbesar dangan mudah dan penggantian bahan bakar dapat dilakukan selama reaktor sedang beroperasi. Tetapi reaktor ini mempunyai banyak kelemahan, di antaranya koefisien reaktivitas uap positif sehingga pengendalian reaktor menjadi tidak mudah, bentuk teras yang besar menjadikannya sulit untuk ditempatkan dalam bejana pengungkung reaktor. Oleh karena itu reaktor ini tidak memiliki bejana pengungkung reaktor seperti desain reaktor air didih Eropa-Barat. Kelemahan yang menonjol pada RBMK generasi pertama adalah sistem pendinginan teras darurat tidak memadai, sedangkan pada generasi kedua terdapat kelemahan yang mencolok yaitu tidak adanya sistem kendali tekanan berlebih. Semua kelemahan di atas menjadi masalah keselamatan dari reaktor tipe RBMK. Pada tahun 1983 Uni Soviet memberlakukan suatu standar rekayasa (OPB-82) meliputi desain PLTN, keselamatan umum bangunan fasilitas dan operasionalnya. Tetapi kenyataannya baru pada tahun 1990 diberlakukan standar OPB-88 yang merupakan penyempurnaan dari OPB-82 dengan mengadopsi standar yang berlaku di negara-negara Eropa-Barat. Tidak ada informasi yang jelas apakah standar OPB-88 diperlakukan atau tidak. RBMK generasi ketiga (Smolensk No.3) yang beroperasi pada tahun 1990, dan reaktor Kursk No.5 yang beroperasi pada tahun 2003, keduanya dirancang berdasarkan OPB-82, jadi pada kedua reaktor ini belum dipakai standar OPB-88. Dengan demikian, sampai saat ini belum ada RBMK generasi ke-3 yang dirancang berdasarkan standar OPB-88.
5 7. Perlakuan Pasca Kecelakaan Chernobyl Berkaitan dengan kecelakaan PLTN Chernobyl No.4, pada tahun 1986 atas sponsor IAEA, diselenggarakan pertemuan para ahli untuk mengevaluasi kecelakaan di Wina. Menurut laporan dari Uni Soviet, penyebab utama kecelakaan adalah kesalahan (pelanggaran aturan) dari 6 orang operator reaktor. Tetapi pihak IAEA mensinyalir bahwa koefisien uap RBMK yang positif juga menjadi salah satu penyebab kecelakaan Chernobyl No.4. Tipe reaktor Eropa-Barat selalu didesain agar mempunyai koefisien uap yang negatif. Selain itu, waktu penyisipan seluruh batang kendali ke teras pada reaktor Chernobyl membutuhkan waktu terlalu lama (20 detik) dan parameter yang terkait dengan keselamatan pada saat pengoperasian darurat tidak ditampilkan pada layar CRT. Hal ini yang diperkirakan sebagai kontributor penyebab kecelakaan jika ditinjau dari sudut pandang perancangan reaktor. Pada tahun 1991, Asosiasi Keselamatan PLTN Evaluasi Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Uni Soviet mengeluarkan laporan yang menyebutkan bahwa salah satu faktor penting yang menjadi penyebab kecelakaan reaktor Chernobyl No.4 adalah adanya karakteristika RBMK yang disebut "positive scram" (merupakan kelemahan desain), yaitu pada waktu batang kendali disisipkan ke dalam teras bersamaan dengan itu masuk pula reaktivitas positif (seharusnya batang kendali membawa reaktivitas negatif) ke teras reaktor. Seperti ditunjukkan pada Gambar 10, di bawah batang kendali (antara ujung batang kendali dan blok grafit) terdapat ruang yang terisi dengan air (dibandingkan dengan grafit, air lebih menyerap neutron). Pada saat batang kendali akan masuk ke teras, air yang terdapat pada lokasi ruang tersebut menghilang (bergeser ke tempat lain) sehingga menimbulkan hilangnya penyerap neutron dan mengakibatkan reaktivitas positif. Setelah laporan ini dikeluarkan, banyak usulan penyempurnaan yang diajukan untuk mengatasi masalah "positive scram" ini, seperti yang diperlihatkan dalam Gambar 11. Adapun untuk kasus koefisien uap yang juga positif, usulan untuk menekan nilai postif tersebut adalah sebagai berikut: Jumlah batang kendali diperbanyak. Pengayaan U-235 dalam bahan bakar ditingkatkan hingga 2 2,4 %. Jumlah grafit yang ada dalam teras dikurangi (bentuk teras baru). Selain usulan di atas, untuk meningkatkan faktor keselamatan kecepatan penyisipan seluruh batang kendali ke dalam teras perlu ditambah. Usulan pengembangan untuk mempercepat waktu penyisipan batang kendali ditunjukkan pada Gambar 12. Semua usulan penyempurnaan ini oleh IAEA telah dipastikan dilaksanakan pada reaktor-reaktor RBMK di Uni Soviet. Selain itu, pada Oktober 1996 IAEA juga mensponsori pembentukan suatu Konvensi Internasional Keselamatan PLTN untuk meningkatkan aspek keselamatan dari PLTN di negara Uni Soviet dan Eropa-Timur. Setelah itu, Uni Soviet mendapat bantuan dari negara Barat, seperti Amerika, dalam mengatasi masalah darurat seperti penyusunan petunjuk operasional kedaruratan, perlengkapan displai parameter keselamatan pada monitor CRT, perlengkapan pemadam kebakaran dan pencegahan kebakaran (penggunaan bahan tahan api dsb.), pendidikan operator reaktor dan lain sebagainya. Sementara itu, Rusia sedang menyempurnakan desain reaktor tipe RBMK yang disebut sebagai MKER-800 (800 MWe), tetapi sampai saat ini belum ada rencana untuk membangun reaktor tipe ini.
6 Tabel Dan Gambar: Tabel 1
7 Tabel 2.
8 Gambar 1
9 Gambar 2.
10 Gambar 3.
11
12 Gambar 4.
13 Gambar 5
14
15 Gambar 6
16
17 Gambar 7
18 Gambar 8
19 Gambar 9
20 Gambar 10
21 Gambar 11
22 Gambar 12 Sumber :
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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciPEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR
PENGENALAN (PLTN) PEMBANGKIT L STR KTENAGANUKLTR I _ Sampai saat ini nuklir khususnya zat radioaktif telah dipergunakan secara luas dalam berbagai bidang seperti industri, kesehatan, pertanian, peternakan,
Lebih terperinci2. 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 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 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 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 terperinciFAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)
PERTANYAAN : FAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) BAGAIMANAKAH HUBUNGAN ANTARA ENERGI NUKLIR DENGAN FENOMENAPEMANASAN AKIBAT GAS KARBONDIOKSIDA (CO 2 ) JAWABAN RINGKAS Strategi pengurangan
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 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 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 terperinciTUGAS. Di Susun Oleh: ADRIAN. Kelas : 3 IPA. Mengenai : PLTN
TUGAS Mengenai : PLTN Di Susun Oleh: ADRIAN Kelas : 3 IPA MADRASAH ALIYAH ALKHAIRAT GALANG TAHUN AJARAN 2011-2012 BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
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 terperinciTUGAS 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 terperinci2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN
PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) DAN JENIS-JENIS REAKTOR PLTN (Yopiter L.A.Titi, NRP:1114201016, PascaSarjana Fisika FMIPA Institut Teknologi Sepuluh November (ITS Surabaya) 1. Pendahuluan Nuklir
Lebih terperinciPENGENALAN 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 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 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 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 terperinciPENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi
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 terperinciMakalah 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 terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciMODEL REAKTOR PEMBIAK CEPAT
MODEL REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Terdapat dua model reaktor pembiak cepat, yakni model untai (loop) dan model tangki. Pada model untai, teras reaktor dikungkung oleh bejana reaktor, sedangkan pompa
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. bising energi listrik juga memiliki efisiensi yang tinggi, yaitu 98%, Namun
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Listrik merupakan energi paling cocok dan nyaman bagi rumah tangga dan berbagai bidang industri karena selain energi llistrik itu tidak menimmbulkan bising energi listrik
Lebih terperinciPENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor
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 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 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 terperinciANALISA KRONOLOGI KECELAKAAN REAKTOR CHERNOBYL 1
ANALISA KRONOLOGI KECELAKAAN REAKTOR CHERNOBYL 1 Nanang Triagung Edi Hermawan 2 ABSTRAK ANALISA KRONOLOGI KECELAKAAN REAKTOR CHERNOBYL. Pemanfaatan teknologi nuklir untuk pembangkitan energi telah memberikan
Lebih terperinciAsisten : Astari Rantiza/ Tanggal Praktikum : 24 Februari 2015
MODUL FNB 1 MODUL ANALISIS KESELAMATAN PLTN Ali Akbar, Ahmad Sibaq Ulwi, Anderson, M Jiehan Lampuasa, Qiva Chandra Mahaputra, Sarah Azzahwa 121299, 12127, 121286, 121262, 121265, 121219 Program Studi Fisika,
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 terperinci10 Negara yang Punya Reaktor Nuklir Terbesar Di Dunia Minggu, Oktober 21, 2012 Azmi Cole Jr.
Hari, Tanggal: Minggu, 21 Oktober 2012 Hal/Kol : http://zonapencarian.blogspot.com/2012/10/10- negara-yang-punya-reaktor-nuklir.html Sumber: WWW.ZONAPENCARIAN.BLOGSPOT.COM 10 Negara yang Punya Reaktor
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 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 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 terperinciAplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir
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 n.syam@bapeten.go.id,
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 terperinciFORMAT 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 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 terperinciI. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan
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 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 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 terperinciBAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan manusia akan tenaga listrik terus meningkat. Tenaga listrik digunakan pada berbagai lini kehidupan seperti rumah tangga, perkantoran, industri baik home industry,
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 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 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 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 terperinciFORMAT 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 terperinciII. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui
7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Konsep Dasar Reaktor Secara umum, energi nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme, yaitu pembelahan inti atau reaksi fisi dan penggabungan beberapa inti melalui reaksi
Lebih terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Mesin Fluida Mesin fluida adalah mesin yang berfungsi untuk mengubah energi mekanis poros menjadi energi potensial fluida, atau sebaliknya mengubah energi fluida (energi potensial
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 terperinciDr.Ir. Mohammad Dhandhang Purwadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
TEKNOLOGI REAKTOR Dr.Ir. Mohammad Dhandhang Purwadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir Dipresentasikan Oleh : PAMUJI WASKITO R, S.Pd Guru Fisika SMKN 4 Pangkalpinang GO GREEN Sabtu, 10 September
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 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 terperinciGUNTINGAN BERITA Nomor : /HM 01/HHK 2.1/2014
Badan Tenaga Nuklir Nasional J A K A R T A Yth.: Bp. Kepala BadanTenaga Nuklir Nasional GUNTINGAN BERITA Nomor : /HM 01/HHK 2.1/2014 Hari, tanggal Selasa, 21 Oktober 2014 Sumber Berita http://palingaktual.com/
Lebih terperinciBAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM
BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
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 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 terperinciMengenang 30 Tahun Peristiwa Chernobyl
Mengenang 30 Tahun Peristiwa Chernobyl Yaziz Hasan Biro Hukum, Hubungan Masyarakat, dan Kerja Sama, Badan Tenaga Nuklir Nasional Pendahuluan Tiga puluh tahun telah berlalu, kecelakaan yang menimpa reaktor
Lebih terperinciKEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
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 terperinciCONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
Lebih terperinciFORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Batasan dan Kondisi Operasi Reaktor Nondaya
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA I. Kerangka Format
Lebih terperinciBAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR
BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali
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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam
Lebih terperinciANALISIS KECELAKAAN PEMBANGUNAN PLTN DAN KRISIS ENERGI LISTRIK KALIMANTAN BARAT
ANALISIS KECELAKAAN PEMBANGUNAN PLTN DAN KRISIS ENERGI LISTRIK KALIMANTAN BARAT Rachmat Sahputra Jurusan PMIPA FKIP UNTAN Email korespondensi : rahmat_ui@yahoo.com ; rachmat.sahputra@fkip.untan.ac.id Abstrak
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada
Lebih terperinciMODUL 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Definisi Pengkondisian Udara
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Definisi Pengkondisian Udara Sistem pengkondisian udara adalah suatu proses mendinginkan atau memanaskan udara sehingga dapat mencapai temperatur dan kelembaban yang sesuai dengan
Lebih terperinciKATA PENGANTAR. Palembang, Juni Penyusun
KATA PENGANTAR Alhamdulillahi Robbil Alamin, saya panjatkan puji syukur kepada allah SWT, karena atas izin dan rahmat-nya sehingga makalah Termodinamika nuklir ini dapat saya selesaikan. Dalam penyusunan
Lebih terperinci2014, No MANAJEMEN TERAS. Langkah-langkah Manajemen Teras terdiri atas:
8 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG MANAJEMEN TERAS SERTA PENANGANAN DAN PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR PADA REAKTOR NONDAYA MANAJEMEN TERAS Langkah-langkah
Lebih terperinciKata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,
Lebih terperincidiajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN
Lebih terperinciINDUSTRI BAHAN BAKAR NUKLIR DI DUNIA
INDUSTRI BAHAN BAKAR NUKLIR DI DUNIA RINGKASAN Seiring dengan perubahan perencanaan pembangunan PLTN baru dan liberalisasi pasar pembangkit listrik di dunia, kecenderungan penggabungan industri-industri
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 terperinciLAPORAN TUGAS AKHIR BAB II DASAR TEORI
BAB II DASAR TEORI 2.1 Dispenser Air Minum Hot and Cool Dispenser air minum adalah suatu alat yang dibuat sebagai alat pengkondisi temperatur air minum baik air panas maupun air dingin. Temperatur air
Lebih terperinci235 U + n 148 La + 85 Br + 3n
1 A. Definisi dan Sejarah Reaktor Nuklir Reaktor nuklir adalah alat yang didesain untuk mempertahankan reaksi berantai, di mana aliran neutron yang stabil dan terkontrol dihasilkan dari reaksi fisi suatu
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 terperinciPENGETAHUAN PROSES PADA UNIT SINTESIS UREA
BAB V PENGETAHUAN PROSES PADA UNIT SINTESIS UREA V.I Pendahuluan Pengetahuan proses dibutuhkan untuk memahami perilaku proses agar segala permasalahan proses yang terjadi dapat ditangani dan diselesaikan
Lebih terperinciUNIVERSITAS GADJAH MADA PUSAT INOVASI AGROTEKNOLOGI
Halaman : 1 dari 7 INCINERATOR Pasokan sampah organik dari kampus UGM ke PIAT UGM masih terdapat sampah anorganik sekitar 20%. Dari sisa sampah anorganik yang tidak bisa diolah menggunakan pirilosis, dibakar
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 terperinci