TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR"

Transkripsi

1 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 reaktor daya tipe PWR telah dilakukan. Tujuannya untuk memperoleh gambaran pentingnya peran sistem keselamatan dalam pengoperasian reaktor daya khususnya tipe PWR dan untuk melihat apakah masih ada kelemahan. Untuk tujuan tersebut maka bahasan dibatasi dengan meninjau tiga contoh kecelakaan untuk melihat perannya dan kelemahannya. Sistem keselamatan mempunyai fungsi utama yaitu sebagai proteksi dan pencegahan kecelakaan serta mitigasi konsekuensi kecelakaan. Berdasarkan sistem keselamatan yang ada, ditinjau fungsinya untuk melihat perannya dan kelemahannya dengan menerapkan pada kejadian kehilangan aliran pendingin (LOFA) dan pada kejadian kehilangan air pendingin (LOCA). Sistem keselamatan berdasarkan fungsinya dijelaskan terkait untuk menjaga keutuhan teras dengan pendinginan yang memadai. Berdasarkan fungsinya disediakan banyak peralatan keselamatan, tetapi untuk setiap kecelakaan tidak semua bekerja secara efektif, maka diperiksa operasi bekerjanya sistem keselamatan pada kejadian LOFA dan LOCA. Hasilnya adalah gambaran secara kualitatif bahwa sistem keselamatan reaktor secara umum mempunyai peran penting, dan hasil lain adalah bahwa berdasarkan pada kecelakaan pipa pecah (LOCA) dan pipa U steam generator pecah, fungsi sistem keselamatan sudah memadai, tetapi pada kejadian LOFA untuk kehilangan daya listrik secara total yang berlangsung lama, kemampuan pendinginan teras masih menjadi pertanyaan dan diperlukan analisis yang lebih mendalam karena ada kemungkinan teras hanya tergenangi pada level nosel pipa dingin. Kesimpulan, masih ada kelemahan pada sistem keselamatan. Kata kunci : sistem keselamatan, reaktor trip, sistem injeksi, akumulator, PWR ABSTRACT REVIEW OF POWER REACTOR SAFETY SYSTEM OF PWR TYPE. Review of power reactor safety system of PWR type has been carried out. The aim is to get impression the inportance of the role of safety system in the operation of power reactor especially PWR type, and to see the weakness. For that purpose, the description is limited by reviewing three examples of accident to see the role and the weakness. The safety system has main function as protection, prevention and mitigation of the accident consequences. Based on the available safety system, its function is reviewed to see the role and the weekness by implementing on loss of flow accident (LOFA) and loss of coolant accident (LOCA). The safety system based on its function is explained related to keep the core integrity by adequate core cooling. Based on its function, it is provided many safety equipment, but for any accident not all equipment effectivelly work, therefore it is checked the operation of safety system on LOFA and LOCA. The result is the qualitative impression that the safety system has generally important role, and the other result that based on pipe break event (LOCA) and steam generator tube rupture the function of safety system is adequate, but especially for total loss of power supply or station blackout event (LOFA) in long period, the capability of core cooling is to be question and needed a deep analysis, because there is possibility the core is only covered by coolant at the level of cold leg nozle. Conclusion, there is still weakness on the safety system. Keyword : safety system, reactor trip, injection system, accumulator, PWR PENDAHULUAN Instalasi nuklir Reaktor Daya atau Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) harus dioperasikan dengan aman dan selamat dengan memenuhi persyaratan dan kriteria 165

2 keselamatan sejak dari tahap pemilihan tapak sampai dengan tahap operasi. Sejak PLTN pertama dioperasikan, tingkat keselamatannya selalu ditingkatkan dengan berdasarkan pengalaman operasi sampai dengan kondisi sekarang ini dimana PLTN telah mencapai generasi ke III. Hal ini dilakukan untuk memenuhi sasaran dan tujuan keselamatan nuklir sesuai dengan filosofi keselamatan. Ada tiga tujuan keselamatan fundamental [1] yaitu tujuan umum keselamatan nuklir, tujuan proteksi radiasi dan tujuan keselamatan dari aspek teknis. Untuk mencapai tujuan keselamatan, maka pada setiap kegiatan yang terkait dengan keselamatan diterapkan konsep defence in depth. Penerapan defence in depth yang paling mendapat perhatian lebih adalah pada tahap desain dan operasi instalasi nuklir. Penerapan defence in depth pada desain dan operasi adalah menyiapkan perlindungan terhadap kondisi transien, kondisi tidak normal dan kondisi kecelakaan termasuk kegagalan alat dan kesalahan manusia dan bahkan kejadian yang diawali dari luar ( banjir, angin ribut, pemboman, gempa bumi, dll ). Ada dua hal penerapan konsep defence in depth [2], yaitu : a. Penyediaan sederet tingkat peralatan dan prosedur untuk mencegah kecelakaan atau menjamin perlindungan yang memadai dalam hal terjadi kegagalan pencegahan. b. Penyediaan sederet penahan berlapis (multiple barriers) untuk menahan zat radioaktif pada lokasi yang ditentukan, misalnya untuk reaktor daya adalah sebagai berikut yaitu matrik bahan bakar sebagai penahan pertama, kelongsong bahan bakar sebagai penahan ke dua, sistem pendingin primer sebagai penahan ke tiga dan kontainmen (cangkang) sebagai penahan ke empat. Dengan menerapkan konsep defence in depth tersebut maka reaktor dibangun dan dioperasikan untuk menghasilkan operasi yang aman dan selamat dan tujuan dari keselamatan nuklir terpenuhi, yaitu dengan melengkapinya dengan sistem keselamatan. Tinjauan dalam makalah ini dibatasi yaitu tentang uraian sistem keselamatan dan melakukan bahasan terhadap kondisi kejadian kehilangan aliran pendingin (LOFA) dan kehilangan air pendingin (LOCA). Tujuannya adalah untuk memperoleh gambaran pentingnya peran sistem keselamatan dalam pengoperasian reaktor daya tipe PWR yang beroperasi saat ini dalam menanggulangi insiden maupun kecelakaan agar teras reaktor tetap terjaga keutuhannya atau tidak terjadi kerusakan elemen bakar. Dalam hal ini akan ditinjau apakah masih ada kelemahan sistem keselamatan dalam penanggulangan terhadap kecelakaan dengan melihat pada kejadian LOFA dan LOCA. Sebagai dasar untuk pembahasan akan dijelaskan peralatan-peralatan sistem keselamatan yang meliputi uraian sistem dan fungsinya dan sekuensi untuk tiga kecelakaan. Tiga kecelakaan tersebut adalah kehilangan aliran pendingin (LOFA) dipilih daya listrik hilang secara total (station blackout), pipa pendingin primer pecah (LOCA) dan pipa U steam generator retak atau pecah dimana kejadian ini juga termasuk LOCA. 166

3 DASAR TEORI SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR Untuk memenuhi tujuan keselamatan nuklir yaitu dengan menerapkan konsep defence in depth, reaktor dilengkapi dengan sistem keselamatan yang berfungsi untuk perlindungan atau proteksi dan pencegahan terjadinya kecelakaan dan mencegah penyebaran konsekuensi kecelakaan [1], [3]. Kejadian yang probabilitas terjadinya tinggi tetapi konsekuensinya rendah disebut insiden, dan kejadian yang probabilitas terjadinya rendah tetapi konsekuensinya tinggi disebut kecelakaan. Terhadap insiden dan kecelakaan tersebut harus ada tindakan penanggulangan dan perlindungan serta pengaman untuk menjaga agar integritas teras reaktor tetap terjaga. Secara umum sistem proteksi dan pencegahan serta pengaman adalah sebagai berikut [3], [4], [5]: - Sistem proteksi dengan reaktor trip, - Sistem injeksi pendingin dengan tekanan tinggi termasuk sistem penambah air (make-up system), - Sistem pembuang panas sisa dan panas peluruhan dengan sistem pendingin cadangan (Emergency Core Cooling System = ECCS). Ini dikategorikan sebagai pendinginan jangka pendek, - Sistem pendinginan jangka panjang pada tekanan rendah, bekerja setelah ECCS selesai berfungsi, - Katup pengaman (Safety Valve) dan Relief Valve, - Sistem semburan kontainmen (Containment Spray System). Bekerjanya sistem keselamatan tersebut dimaksudkan untuk menjaga integritas penahan berlapis terutama adalah bahan bakar dan kelongsong bahan bakar, agar tidak terjadi pelepasan produk belah yang berupa zat radioaktif [1]. Apabila bahan bakar dan kelongsong gagal, diharapkan sistem pendingin menahan tetap di sistemnya, dan apabila sistem pendingin gagal maka penahan terakhir adalah kontainmen. Pada kontainmen dijaga untuk tidak ada kegagalan fungsinya dan tidak ada kebocoran pada sistem isolasinya. Sistem proteksi dengan reaktor trip Reaktor trip merupakan perlindungan pertama. Sinyal untuk memicu sistem reaktor trip berasal dari banyak parameter proses, dan sinyal mana yang berfungsi tergantung dari macam kecelakaannya. Tujuannya adalah untuk menghentikan reaksi pembelahan berantai sehingga reaktor padam dan tidak terjadi pembentukan panas dari reaksi pembelahan. Panas yang masih ada adalah panas sisa dan panas peluruhan dari produk belah. Panas inilah yang harus dibuang dengan sistem injeksi atau dengan sistem pengaman lain yang tepat dalam 167

4 penanganannya. Kegagalan reaktor trip mempunyai konsekuensi besar terhadap keutuhan bahan bakar, dimana teras bisa rusak karena panas hasil belah masih terbentuk dan sistem pengaman yang bekerja berikutnya tidak akan mampu menanggulangi untuk membuang panas yang terbentuk. Kemungkinan gagalnya reaktor trip adalah sangat kecil karena selain banyak sinyal parameter proses yang memicu, setiap parameter terdiri dari 3 sinyal dengan kriteria Two Out of Three Logic, artinya 2 boleh gagal tetapi yang 1 harus berhasil dan tidak gagal. Sinyal untuk reaktor trip atau disebut scram adalah sebagai berikut [4], [5]: - fluks netron tinggi - laju perubahan fluk netron tinggi - aktuasi Emergency Core Cooling System (ECCS) - sinyal yang menunjukkan pendidihan pada pendingin primer - kenaikan daya panas dalam hal kelebihan kapasitas pendingin - tekanan pendingin primer tinggi - tekanan pendingin primer rendah - laju alir pendingin primer rendah - tegangan daya listrik pompa pendingin primer rendah - frekuensi sumber listrik pompa pendingin primer rendah - sinyal penutupan stop valve pada pipa uap utama turbin - level air pada steam generator (SG) rendah - level air pada tabung penekan (pressurizer) tinggi - level air pada tabung penekan rendah - percepatan seismik tinggi - sinyal manual Sistem Penambah Air (make-up system) Sistem penambah air bekerja dengan aktuasi dari sinyal level air tabung tekan pada posisi rendah akibat adanya bocoran pada sistem primer atau sistem primer mengalami pendinginan berlebihan sehingga volumnya berkurang. Sehingga fungsi sistem penambah air adalah untuk menjaga volum atau level air pada kondisi normal. Sistem Injeksi Tekanan Tinggi Sistem injeksi tekanan tinggi bekerja pada kecelakaan yang menimbulkan penurunan inventori air dan penurunan tekanan pada pendingin primer. Sistem injeksi tekanan tinggi bekerja dengan aktuasi dari sinyal tekanan pendingin primer mencapai 1850 psia akibat LOCA kecil atau katup pengaman terbuka. Sehingga fungsi sistem injeksi tekanan tinggi adalah 168

5 untuk menjaga dan menambah kandungan air pendingin primer dan juga untuk tujuan pendinginan teras selama transien. Sistem Pendingin Cadangan (ECCS) ECCS bekerja pada LOCA dimana penurunan tekanan berlangsung cepat. Komponen utama ECCS adalah tangki akumulator yang berisi air bertekanan. Sistem pendingin cadangan ini bekerja pada saat tekanan air pendingin primer mencapai tekanan 600 atau 700 psia (tergantung desain), dimana katup terbuka dan menginjeksikan air untuk menggenangi teras reaktor. Fungsi injeksi ini untuk membuang panas sisa dan panas peluruhan setelah reaktor trip sampai dengan air dalam tangki akumulator habis. Pendinginan pada periode ini disebut pendinginan jangka pendek. Fungsi pendinginan selanjutnya dilakukan oleh sistem injeksi tekanan rendah yang berlangsung lama atau disebut sistem pendinginan jangka panjang. Sistem pendinginan jangka panjang berupa sistem injeksi aktif dengan pompa yang dipicu oleh sinyal level air akumulator yang mencapai harga tertentu. Akumulator memegang peranan penting dalam kondisi LOCA dimana penurunan tekanan dan blowdown air pendingin primer berlangsung cepat. Air akumulator berfungsi untuk menggenangi kembali (refill) teras reaktor setelah airnya terkuras keluar lewat lubang pipa yang pecah, sehingga volum air akumulator harus tepat jumlahnya dan tepat waktu sesuai sekuensi yang dibutuhkan. Jumlahnya adalah sesuai dengan volum downcomer dan lower plenum. Kemudian setelah air di dalam akumulator habis, penggenangan dibantu dengan sistem injeksi tekanan rendah untuk jangka panjang sebagaimana disebutkan di atas. Aktuasi sistem injeksi tekanan rendah harus tepat agar segera mendorong ke atas air yang berada di lower plenum untuk menggenangi teras. Sistem semburan kontainmen Pada kondisi LOCA dimana terjadi pipa pecah, air pendingin primer yang bersuhu dan bertekanan tinggi tertumpah keluar dari sistem pendingin primer dan berubah menjadi uap yang memenuhi dan memberi beban tekanan pada kontainmen. Untuk menurunkan tekanan uap yang ada di dalam kontainmen disediakan sistem semburan air untuk mengembunkan uap sehingga tekanan menjadi turun. Dengan demikian kontainmen tidak akan menderita tekanan yang berlebihan pada waktu yang lama, sehingga batasan tekanan didesain kontainmen tidak terlampui. Semburan ini bekerja secara otomatis dari sinyal tekanan ruangan di dalam kontainmen. CONTOH SEKUENSI KEJADIAN Tiga kecelakaan dijelaskan sekuensi kejadiannya termasuk bekerjanya sistem keselamatan [4], [6], [7]. LOFA (Loss of Flow Accident) 169

6 Berikut adalah contoh kejadaian LOFA yaitu listrik mati total (station blackout). Sekuensi pada kejadian ini adalah sebagai berikut: - daya listrik hilang - pompa pendingin primer dan sekunder mati - aliran pendingin primer dan sekunder menurun dan berhenti - reaktor trip, turbin trip, air catu bantu sistem sekunder bekerja dari diesel - pendinginan teras dengan sirkulasi alam lewat steam generator (SG) - integritas seal pompa primer gagal (sistem tekanan tinggi tidak bekerja) - ada bocoran air primer lewat seal pompa - tekanan pendingin primer menurun - level air pada tabung tekan menurun, level air pada SG menurun - bila bocoran berlangsung lama maka sistem pendingin primer (RCS) bisa kosong pada bagian atas bejana reaktor, dan bila posisi ini terisi oleh uap maka proses sirkulasi alam sebagai proses pendinginan elemen bakar dapat terganggu dan suhu elemen bakar akan naik. - apabila hilangnya daya listrik berlangsung lama maka dikawatirkan ada masalah pada pendinginan elemen bakar LOCA (Loss of Coolant Accident) Kejadian LOCA yang dijelaskan adalah LOCA besar, pipa dengan diameter 13,5 inchi pecah sampai dengan ukuran pipa utama pendingin primer pecah dua sisi (doubble ended rupture). Sekuensi kejadian pada LOCA ini adalah sebagai berikut: - pipa pecah, air pendingin primer tumpah ke kontainmen - tekanan dan level air pendingin primer di tabung tekan cepat menurun - reaktor trip, kemudian turbin trip - tekanan akumulator cepat tercapai dan sistem pendingin cadangan bekerja - sistem pendingin jangka panjang bekerja - teras terdinginkan dan tidak terjadi kerusakan elemen bakar (sistem penambah air dan sistem injeksi tekanan tinggi tidak efektif berfungsi biarpun kedua sistem ini bekerja) Pada LOCA dimana sebagian besar dan bahkan semua air primer teruapkan dan memenuhi kontainmen, maka tekanan kontainmen naik sesuai dengan tekanan yang diakibatkan adanya uap. Untuk hal ini maka kontainmen didesain dengan tekanan lebih besar dari tekanan maksimum uap. Biarpun demikian kontainmen tidak boleh dibebani tekanan yang berkepanjangan. Untuk hal itu tekanan uap harus cepat diturunkan yaitu dengan disediakan sistem semburan air, sehingga uap terembunkan. 170

7 Pipa U steam generator pecah atau retak Kejadian ini termasuk kejadian LOCA dan dikategorikan sebagai LOCA kecil. Pipa U pada steam generator dapat mengalami kerusakan yaitu dapat retak atau pecah. Sehingga air pendingin primer masuk ke sistem pendingin sekunder. Penanggulangan dan sekuensi kejadian adalah sebagai berikut: - pipa U steam generator retak atau pecah - air pendingin primer masuk ke sistem pendingin sekunder - level air di tabung tekan menurun - sistem penambah air bekerja Apabila laju bocoran dari sistem pendingin primer ke sistem pendingin sekunder lebih kecil dari laju sistem penambah air, maka tidak ada masalah pada sistem pendingin primer. Jumlah kandungan air pendingin primer masih tetap terjaga dan pendinginan teras juga terjaga dan reaktor dipadamkan secara manual. Tetapi apabila laju bocoran lebih besar dari laju sistem penambah air maka sekuensi kejadiannya adalah sebagai berikut: - jumlah kandungan pendingin primer menurun - tekanan sistem pendingin primer menurun - level air di tabung tekan menurun - reaktor trip dan diikuti turbin trip - level tekanan untuk bekerjanya sistem injeksi tekanan tinggi dicapai - sistem injeksi tekanan tinggi bekerja dan pendinginan teras berlangsung - jumlah kandungan air pendingin primer bertambah (naik) dan level air di tabung tekan naik - sistem air catu utama sistem pendingin sekunder berhenti - sistem air catu bantu sistem pendingin sekunder bekerja Pada kejadian pipa U steam generator pecah, teras masih terdinginkan secara memadai melalui pendinginan sirkulasi alam di steam generator dan air dari sistem injeksi tekanan tinggi. Sistem pendingin cadangan tidak bekerja selama tekanan sistem pendingin primer masih tinggi, dan akan bekerja apabila tekanan kerja dicapai yaitu apabila bocoran tidak dapat dihentikan yang menyebabkan tekanan sistem pendingin primer menurun. METODE DAN TATA KERJA Sesuai dengan tujuan dari tinjauan ini yaitu untuk memperoleh gambaran secara kualitatif pentingnya peran sistem keselamatan dalam mempertahankan keutuhan teras reaktor dan untuk melihat apakah masih ada kelemahannya, maka metode dan tata kerja untuk mencapai tujuan tersebut adalah dengan meninjau fungsi sistem keselamatan dan 171

8 meninjau beberapa kejadian. Kejadian yang dipilih adalah kejadian yang dapat mewakili kejadian-kejadian lainnya, bahwa kejadian yang dipilih adalah termasuk kejadian yang mempunyai konsekuensi besar terhadap keutuhan teras. Pada setiap kejadian dikaji sekuensi bekerjanya sistem keselamatan dan dilihat apakah masih ditemukan kelemahan fungsi sistem keselamatan. Uraian terhadap fungsi keselamatan dan 3 kecelakaan telah dijelaskan di depan dan hasilnya dibahas pada bab hasil dan pembahasan. HASIL DAN PEMBAHASAN Sesuai dengan tujuan keselamatan pengoperasian PLTN, keselamatan reaktor yang diindikasikan dengan keutuhan teras atau keutuhan elemen bakar adalah tergantung dari bekerjanya sistem proteksi, sistem pencegahan dan sistem mitigasi yang telah dipersiapkan sebagai sistem keselamatan pada tahap desain, sehingga untuk hal tersebut sistem keselamatan mutlak harus ada. Diperhitungkannya sistem keselamatan ini adalah sebagai penerapan konsep defence in depth sebagaimana dijelaskan pada pendahuluan. Sistem keselamatan harus dapat mengantisipasi untuk segala tingkat kejadian dari yang ringan sampai yang berat, maka harus disediakan dengan selengkap mungkin. Efektifitas, kerja dan fungsi sistem keselamatan berbeda-beda dimana tergantung dari macam kejadiannya. Reaktor trip adalah perlindungan pertama dan utama dalam setiap insiden dan kecelakaan. Apabila reaktor trip gagal bekerja secara otomatis, ancaman yang serius terhadap keutuhan teras bisa terjadi, karena sistem pendingin yang tersedia tidak cukup mampu mengatasinya untuk mengambil dan membuang panas dari teras reaktor. Kapasitas sistem pendingin sebagai sistem keselamatan hanya diperhitungkan untuk membuang panas sisa dan panas peluruhan setelah reaktor trip. Untuk hal itu, reaktor trip tidak boleh gagal. Maka reaktor trip dipicu dari banyak parameter dan setiap parameter mempunyai tiga sinyal, dengan perhitungan dan asumsi bahwa dua sinyal boleh gagal, tetapi satu sinyal tidak boleh gagal. Sistem keselamatan selain reaktor trip, bekerja setelah reaktor trip berlangsung dan sekuensinya tergantung dari macam kejadiannya, bahwa untuk LOFA berbeda dengan LOCA. Semua bekerja secara otomatis dengan sinyal pemicu yang telah diperhitungkan dalam desain. Apabila semua sistem keselamatan bekerja dengan baik maka integritas teras dapat terjamin dengan pendinginan yang memadai. Dengan demikian peran sistem keselamatan sangat penting dalam pengoperasian reaktor daya untuk memenuhi tujuan keselamatan nuklir dengan mengoperasikan reaktor secara aman dan selamat. Berdasarkan sekuensi pada kejadian daya listrik hilang secara total, pipa pendingin primer pecah dan pipa U steam generator retak atau pecah, maka hasilnya bahwa pada kejadian pipa pendingin primer pecah (LOCA) dan pada kejadian pipa U steam generator retak, sistem keselamatan berfungsi secara memadai sesuai yang diharapkan yaitu masih tersedianya proses pendinginan teras reaktor untuk menjaga keutuhan teras. Tetapi terhadap 172

9 kejadian daya listrik hilang secara total dan hilangnya daya listrik berlangsung lama diragukan teras masih dapat terjaga pendinginannya secara memadai. Hal ini mengingat bahwa pada kejadian daya listrik hilang, semua sistem keselamatan yang memerlukan daya listrik tidak berfungsi, termasuk sistem injeksi dan sistem fluida tekanan tinggi. Terhadap pompa sistem pendingin primer, sistem fluida tekanan tinggi ini berfungsi sebagai seal pompa, yang menahan air pendingin primer tidak keluar dari sistem pompa. Sehingga apabila seal pompa tidak berfungsi maka terjadi kebocoran air pendingin primer lewat seal pompa. Inilah masalah yang timbul pada kejadian daya listrik hilang. Tidak ada sistem keselamatan lain yang dapat menggantikan sistem seal pompa ini. Untuk negara maju mungkin dapat diatasi dengan mengambil daya listrik dari jaringan lain, sehingga masalahnya dapat diatasi. Tetapi sebagai asumsi apabila hanya ada satu jaringan listrik saja dan hilangnya daya listrik ini tidak bisa dijamin segera dapat diatasi, maka akibatnya jumlah air pendingin primer pada bejana reaktor akan menurun dan sampai pada posisi nosel pipa dingin (cold leg). Proses pendinginan secara alami pada sistem pendingin primer tidak dapat berlangsung karena bagian atas bejana reaktor dan pipa panas serta pipa dingin terisi oleh uap yang dapat menghambat proses pendinginan secara alami. Kalau hal ini betul terjadi maka perlu analisis yang lebih terfokus pada pendinginan teras untuk kondisi tersebut. Hal lain adalah sekuensi kejadian dari setiap kecelakaan. Sekuensi dan efektivitas sistem keselamatan pada kecelakaan kehilangan aliran pendingin (LOFA) berbeda dengan sekuensi pada kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA). Pada LOFA karena tidak ada pengurangan volum air pendingin dan tidak ada penurunan tekanan pendingin primer, maka sistem penambah air dan sistem injeksi tekanan tinggi tidak bekerja. Pendinginan teras setelah reaktor trip dilakukan dengan pendinginan secara alami lewat steam generator, dan bila terjadi tekanan lebih katup keselamatan akan terbuka. Pada LOCA dimana pipa pecah dan air pendingin primer tertumpah lewat lubang pecahan, maka volum air dan tekanannya menurun. Kecepatan penurunan volum dan tekanan tergantung pada luasnya lubang pecahan. Apabila luas lubang pecahan kecil (LOCA kecil) maka penurunan volum air dan tekanan air akan lambat. Sistem penambah air bekerja, dan sistem injeksi tekanan tinggi juga bekerja. Untuk LOCA kecil fungsi sistem penambah air dan sistem injeksi tekanan tinggi masih efektif dalam mendinginkan teras selama transien. Untuk LOCA besar, biarpun sistem penambah air dan sistem injeksi tekanan tinggi bekerja, tetapi tidak efektif karena air akan ikut tertumpah keluar lewat lubang pecahan bersama air pendingin primer. Setelah tekanan menurun dan mencapai harga dimana sistem pendingin cadangan (ECCS) bekerja, maka air di dalam akumulator terinjeksi masuk ke bejana reaktor untuk menggenangi teras, yang selanjutnya diteruskan oleh sistem pendingin tekanan rendah yang disebut pendinginan jangka panjang untuk menggenangi teras reaktor. Sehingga pada kejadian LOCA besar pendinginan teras dapat dijamin karena sistem keselamatan bekerja secara efektif. Sekuensi dari setiap kejadian yang berbeda antara kejadian satu dengan kejadian lainnya adalah telah diperhitungkan di dalam desain, yaitu untuk mengendalikan kecelakaan 173

10 sehingga tidak mengakibatkan terganggunya sistem pertahanan berlapis, dimana yang utama adalah tetap utuhnya elemen bakar. Apabila terjadi pipa pecah (LOCA) dan air bertemperatur tinggi menyembur ke kontainmen dalam bentuk uap panas, maka kontainmen dilindungi dari tekanan lebih dengan sistem semburan air di dalam kontainmen sehingga uapnya mengembun dan tekanannya menurun KESIMPULAN Berdasarkan hasil tinjauan ini sistem keselamatan yang tersedia pada reaktor daya tipe PWR sudah memadai dalam mengatasi insiden dan kecelakaan yang telah diperhitungkan dan perannya sangat penting, kecuali terhadap kejadian daya listrik hilang secara total. Pada kejadian daya listrik hilang secara total, masih ada keraguan atau dapat disebut kelemahan dalam hal pendinginan teras apabila kejadian ini berlangsung lama yang tidak bisa dipastikan kapan daya listrik akan ada lagi. Akibat kebocoran air pendingin lewat seal pompa primer, ada kemungkinan teras reaktor hanya tergenangi air sampai posisi nosel pipa dingin. Sehingga diperlukan analisis yang lebih mendalam terhadap pendinginan teras pada kondisi tersebut. DAFTAR PUSTAKA 1. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic safety Principles for Nuclear Power Plants, 75-INSAG-3 Rev.1, INSAG-12, IAEA, Vienna INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Defence in Depth in Nuclear Safety, INSAG-10, IAEA, Vienna JACQUES LIBMANN, Element of Nuclear Safety. English Translation by Jean Mary Dalens, Les Editions de Physique,

11 4. Westinghouse Energy System INC, Simplified Passive Advanced Light Water Reactor Plant Program, AP600 Standard Safety Analysis Report, Prepared for U.S. Department of Energy, DE-AC03-90SF 18495, WES, June ROLAND ALLEN KNIEF, Nuclear Energy Technology, Theory and Practice of Commercial Nuclear Power, Three Mile Island, Middletown, Pennsylvania USA, Copyright 1981 by Hemisphere Publishing Corporation, Chapter V Reactor Safety and Standars. 6. Westinghouse Energy System, INC, Mitsubishi Heavy Industries LTD, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plant at Muria Peninsula Region, AP600 Technical Document, WES and MHI, June BATAN Feasibility Study of The First NPP at Muria Peninsula Region, 600 MW Nuclear Power Plant- Technical Document, Conceptual Design Description on NPI / Siemens, 2 loop Pressurized LWR 600 MW, May DISKUSI DAN TANYA JAWAB Penanya: Aris Sanyoto ( BAPETEN ) Pertanyaan: a.kalau listrik mati total apakah sistem safety reaktor tidak bisa langsung atau otomatis reaktor mati? b.definisi atau pengertian listrik mati total? Jawaban: 175

12 a.dalam kondisi kejadian apapun termasuk listrik mati ( hilang ) reaktor akan tetap ( otomatis ) sehingga pengamanan pertama bekerja. b.listrik hilang total adalah listrik dari jala jala hilang dan termasuk daya listrik yang dicatat dari reaktor sendiri. Penanya: Soedardjo ( PTRKN BATAN ) Pertanyaan: a. Jika listrik mati apa dapat digunakan air dengan volume sama dengan volume teras lalu air dialirkan kedalam teras secara alamiah melalui Auxiliry Feed Water High Level Injection System langsung ke dalam teras. Jawaban: a. Sistem yang dimaksud tersebut adalah termasuk sistem pasif. Hal tersebut bisa diterapkan misal pada AP 600, tapi untuk PWR yang dikembangkan selain AP 600, belum akan menerapkan sistem pasif, karena skenarionya akan berubah. Guguran air tersebut untuk bekerja, tekanan pendingin primer harus sudah rendah, padahal tekanan sistem primer masih tinggi. Sistem ADS bisa terpasang, tetapi skenario kejadian pada setiap penanggulangan kesalahan pasti berubah seperti AP 600 sehingga sistem guguran secara alami belum diterapkan pada PWR yang dikembangkan dan PWR saat ini. 176

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 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

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

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

Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir

Aplikasi 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 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

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

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 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 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

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

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

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

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

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin

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

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

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

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

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

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 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

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

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

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

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

AKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA

AKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA AKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA SRI NITISWATI, ROZIQ HIMAWAN Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310,

Lebih terperinci

EVALUASI DESAIN TERAS REAKTOR DAYA TIPE PWR PERTAMA INDONESIA

EVALUASI DESAIN TERAS REAKTOR DAYA TIPE PWR PERTAMA INDONESIA EVALUASI DESAIN TERAS REAKTOR DAYA TIPE PWR PERTAMA INDONESIA Endiah Puji Hastuti Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) -BATAN Gedung 80 Kawasan PUSPIPTEK, Serpong,Tangerang 15310 e-mail:

Lebih terperinci

KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN

KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id

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

SISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS

SISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS SISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS A.Mariatmo, Edison, Jaja Sukmana ABSTRAK Sistem pelaporan kejadian di RSG GAS mengikuti sistem pelaporan kejadian untuk reaktor riset IRSRR yang dikeluarkan oleh IAEA,

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

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

ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT

ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT I Analisis Kejadian Steam Generator... (Andi SofranyE.) ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2 Andi Sofrany E, Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan

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

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

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

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

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

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

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA

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

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

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

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

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

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 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

2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET

2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET 2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET KRITERIA DAN TANGGUNG-JAWAB PENGKAJIAN 201. Untuk suatu reaktor riset yang akan dibangun (atau mengalami suatu modifikasi

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

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

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP RINGKASAN Pengujian keandalan pembangkit uap telah dilakukan selama 6 tahun sejak tahun 1975 dan dilanjutkan pada tahun 1993 sampai 1997. Natrium Phosphat yang digunakan

Lebih terperinci

PELUANG DAN TANTANGAN BATAN SEBAGAI ORGANISASI PENDUKUNG TEKNIS DI BIDANG PROTEKSI RADIASI

PELUANG DAN TANTANGAN BATAN SEBAGAI ORGANISASI PENDUKUNG TEKNIS DI BIDANG PROTEKSI RADIASI PELUANG DAN TANTANGAN BATAN SEBAGAI ORGANISASI PENDUKUNG TEKNIS DI BIDANG PROTEKSI RADIASI Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jalan Lebak Bulus Raya No.49, Kotak Pos 7043 JKSKL, Jakarta

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 I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN

Lebih terperinci

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA S. Nitiswati 1), Djoko H.N 1), Yudi Pramono 2) 1) Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN 2) Direktorat Pengaturan, Pengawasan Instalasi

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

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2012 TENTANG KETENTUAN DESAIN SISTEM PROTEKSI KEBAKARAN DAN LEDAKAN INTERNAL PADA REAKTOR DAYA MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN III.1.

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

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

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

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN

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

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

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

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut

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

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

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

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01 ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01 Oleh : Aprianto Tangkesalu Dosen Pembimbing : Prof.Dr.Ir.I Gusti Bagus Wijaya Kusuma : Ir.I Nengah Suarnadwipa, MT ABSTRAKSI FASSIP-01 merupakan

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

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR 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 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

GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN ENERGI BARU DAN TERBARUKAN

GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN ENERGI BARU DAN TERBARUKAN GLOSSARY GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN ENERGI BARU DAN TERBARUKAN Bangunan Sipil Adalah bangunan yang dibangun dengan rekayasa sipil, seperti : bangunan

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

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

KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Yusri Heni, Nurwidi Astuti Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga

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

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power

Lebih terperinci

Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN

Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN Diktat ini disusun sebagai pegangan peserta kursus pada pelatihan National Basic Professional Training Course On Nuclear Safety yang diselenggarakan oleh Pusdiklat BATAN. Untuk materi

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

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

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

Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks ABSTRAK

Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks ABSTRAK Observasi Pola Aliran Dua Fase Air-udara Berlawanan Arah pada Pipa Kompleks Apip Badarudin 1,3,a, Indarto 2,b, Deendarlianto 2,c, Hermawan 2,d, Aji Saka 4,e, M. Fikri Haykal Syarif 5,f, Aditya Wicaksono

Lebih terperinci

TRANSPOR RADIONUKLIDA DALAM SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR SELAMA KECELAKAAN PARAH

TRANSPOR RADIONUKLIDA DALAM SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR SELAMA KECELAKAAN PARAH TRANSPOR RADIONUKLIDA DALAM SISTEM PENDINGIN REAKTOR PWR SELAMA KECELAKAAN PARAH Anhar R. Antariksawan, Sugiyanto Pusat Pengembangan Teknologi Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRACT TRANSPORT OF RADIONUCLIDES

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Keselamatan reaktor nuklir, baik reaktor daya (yang jika digunakan sebagai pembangkit listrik disebut pembangkit listrik tenaga nuklir, PLTN) dan reaktor riset (RR),

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

GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG JASA PENDIDIKAN DAN PELATIHAN TENAGA LISTRIK

GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG JASA PENDIDIKAN DAN PELATIHAN TENAGA LISTRIK GLOSSARY GLOSSARY STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG JASA PENDIDIKAN DAN PELATIHAN TENAGA LISTRIK Ash Handling Adalah penanganan bahan sisa pembakaran dan terutama abu dasar yang

Lebih terperinci

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 Giarno, G.Bambang Heru, Joko Prasetyo W Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN

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

I. PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

I. PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Energi merupakan faktor yang sangat penting dalam pembangunan ekonomi, sosial maupun peningkatan kualitas hidup. Oleh karena itu kecukupan persediaan energi secara berkelanjutan

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI 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 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

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 Urania Vol. 16 No. 4, Oktober 2010 : 145-205 PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 ABSTRAK Suroso (1) dan Sukmanto Dibyo (1) Pusat Teknologi Rekayasa dan Keselamatan

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

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

Kata 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 terperinci

PROGRAM PERATURAN DALAM PENGAWASAN PLTN UNTUK MENYONGSONG PEMBANGUNAN PLTN 1)

PROGRAM PERATURAN DALAM PENGAWASAN PLTN UNTUK MENYONGSONG PEMBANGUNAN PLTN 1) PROGRAM PERATURAN DALAM PENGAWASAN PLTN UNTUK MENYONGSONG PEMBANGUNAN PLTN 1) Amil Mardha, Khoirul Huda dan Anri Amaldi Ridwan Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi Dan Bahan Nuklir Badan Pengawas

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

LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN

LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN I-101. Lampiran I berisi beberapa pertimbangan yang mungkin bermanfaat dalam melakukan analisis keselamatan untuk suatu reaktor penelitian. Pendekatan

Lebih terperinci

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Oleh Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih terperinci