Salah sarti melode yang digunakan untuk melihat

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "Salah sarti melode yang digunakan untuk melihat"

Transkripsi

1 Prosidillg PertenUlall dati Presetltasi Ilmia" PPNY-BATAN. J'o!:)'akarta Apri/1995 ;U~ BukuI 159 PERlllTUNGAN FREKUENSI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN PADA REAKTOR NUKLIR DTSonvT PPTKR-B:4TAN. Kawasall PI/spitek Selpollg, Tallgerallg ABSTRAK PERHITVNGAN FREKUENSI KECELAKAANKEHIL4NGAN PENDINGINPADAREAKTORNUKLIR. teljadinya WCA sebagaikejadian awal me17lpakonsl/atl/ engineeringjl/dgement karenajarang te1]odi.a/aka I/ntl/k menel1tukall frekllellsi dllliloca dilakllkall seclll'(jprobobilistik JaIl statistik. Dellgan probabilistik JaIl statistik diperhilllllgkclll dari faktor dimensi, weld, umur, leaming Cl/n'e, kllalitas dall faktor-fak10r laillllya. Tela/z dilakukoll perhillingall secara sederhalla menge/wi frekuellsi loca dengall memperhituligkan fak70r-faktor tersebllt ItIItlik suatu model sistem pemipaan, tel1ltama ditekankan padafak70rdimensi JaIl weld. Dari pedlitl/llgall didapatkanfrekl/ensi LOCA adala/z O-6/ta/zI/ll. ABSTR,,"CT FREQUENSI CALCUL4TION FOR LOSS COOL4NT ACCIDENT IN THE NULEAR REACTOR LOCA as illitiaiing evellt is ellgillee/illg jlldgemellt, because it is rare collditioll. So, to determille LOCAfrequency used be probability alld statistic method. By probability alld statistic method was estimated from size, weld, age, leaming curve alld quality, etc. It has beell calculatedfoi' WCAfreqllency ill the simplified pipillg 'f(,'stem model, especial(v estimatesfrom size and weldfactors. From calclilatioll, WCAfrequency is I~}'ear. PENDAHULUAN Salah sarti melode yang digunakan untuk melihat keandalan dmi SUi1tureaktornuklir ad<1lahdengan menggunakan PSA. Dalal11PSA ini terdapat 3 level yaitu : level I, level 2 dablevel 3. Level I bertujuan untuk mengetahui kebo]el~adiankeccjakaanterparah re<1ktornuklir yaitu teras 1l1elcJeh,disamping untllk mengetahui kcandalan dari sistem kesela1l1atanyang actadalam rcaktor tersebut. Level 2 untllk mengetahui prodllk fisi (source terlll) yang terkandllng dalam reaktor hila kecelakaan te~jadi, sedangkan level 3 unluk mendapatkan besar papar<1nradiasi yang diterima pcndllduk dab lingkllngan jika kecclakaan teijadi. Proses analisis dari level I adalah dengan mengasull1sikan suatu kej<1dian <1\\'al(Initiating Event) sebagai pel11icu,diihlti dengan beroperasi at<1ug<1g<1lnyasiste1l1-sistem keselamalan untuk menganlisipasi kejadian awal tersebul. Selalliutnya dengan memasukkan data frekuensi dari k~iadian awal dan kegagalan sistem keselamalan beserta pcrhitungan dclenninislik, maka dapal ditentukan keboiehjadian dari teras melelch. Kejadian awal dapat diperoleh dari spesifikasi teknis, pengalaman operasi dan enggineering judgement. Engineering judgement adalah sualu peristiwa yang dalam operasi belum pemah teljadi, tetapi berdasarkan perhitungan para ahli dapat mungkin leljadi, walaupun kemungkinannya sangat kecil sekali. Salah satu peristiwa yang termasuk dalam engineering judgement dalam reaktor adalah terjadinya LDCA (Loss of Coolant Accident). Asurnsi teijadinya LOCA diakibalkan oleh kebocoran atau pecahnya pipa. Tujuan dari paperini adalah unluk mengetahui frekuensi dari kejadian awal LOCA atau menganalisis kebolehjadian gagal pipa dengan metoda penggabungan statistik dan probabilistik, sehingga pelaksanaan PSA level I dapat dilakukan. TEOR! Berdasarkan THOMAS(l):benluk empiris dari kebolehjadianbocordanpecahclaripipa ataubcjana adalah beibanding lurus denganjumlah material dari penyusun pipa, schab kebolel~adian gagal sebanding secara inherent dari stress material. Selanjutnya stress material sebanding dcngan jumlah weak spots (kerusakan diasumsikan terclistribusi secara merata/uniforlll), sedangkan weak spots sebanding dengan jumlah material. lumlah material penyusun dari pipa sebanding dengan diameter, panjang, dan JSSN D TTony T

2 160 BI/klll Prosiding PerteltUtall doli Preselltasi llmiah PPNY-BATAN, Yo!?1'akarta April 1995 fetal. Dari hal tersebut, maka dapat disusun mmus sebagai berikut. Dengan memasukkan komponen diameter ekivalen pacta persamaan 3, maka diperoleh Dimana : Qp = DL P (1) Qp = Faktor t1kuran dan bentt1k untuk parent material D = Diameter L = Panjang t = Tebal pipa Selai1iutnyaberdasarkan statistik bahwa terjadinya kebocoran dapat disebabkan oleh 2 kompo- Henyaitu :parent material dan weld zones, sehingga dari faktorbentuk dan ukukuran untuk weld material mempunyai mmus yang identik dengan persamaan 1, sebagai berikut. Qrv = NDw Lrv rrv Qw Faktor untuk weld material N = Jumlah dari weld Dw = Diameter dari weld Lw = Pm1iangdari weld tw = Tebal dari weld Dengan mengasumsikan bahwa Dw = D dan tw = t, dab pactaumumnya panjang weld mendekati 1,75 t, maka untuk daerah melingkar dati weld dapat didekati seperti berikut ini. Qwc = 1,75ND t Qwc = Faktorkarenaweldmaterialpactadaerah melingkar N = lumlah weld D = Diameter dari pipa t = Tebal pipa Untuk daerah longitudinal dipergunakan pendekatan diameter ekivalen yang rumus sebagai berikut. De = Lp 0 Lp = Panjang longitudinal dari weld (= panjang pipa) 0 = Konstantapi=3,14 (2) (3) (-I) QWI QwI = = 1,75 Lp Ot (5) Faktorkarena weld material pactadaerah longitudinal. Karena daerah weld lebih berpotensi teijadinyabocci dari pada parent material, maim perlu dimasukkan faktor tersebut yang disebut dengan faktor A. Selain faktor-faktor tersebut, terdapat beberapa faktor lain yang perlu diperhitungkan yaitu : 1, Faktor Design learning curve, B yaitu Iaju kegagalan tergantung dari faktor perkembangan disain. 2. Faktor Plant Age, F yaitu laju kegagalan tergantung faktor umur datisuatu instalasi 3. Faktor Quality, E yaitu faktor yang memperhitungkan masalah inspeksi atau pengawasan terhadap pipa atau weld. 4. Faktor lainnya adalah memperhitungkan beban statis atau dinarnis pada pipa. Berdasarkan teori himpunan bahwa kebolehjadian pipa pecah merupakan himpunan dad kebolehjadian pipa bocor, sehingga dapat dituliskan rumus sebagai berikut. Pc Pc = PI ( PI ) (6) Pc = Kebolehjadian pecah (catastropic leakage) PI = Kebolehjadiandari setiapkebocoran PJPI = Perbandingan kebolehjadian pecah dengan keboleh jadian setiap kebocoran Berdasarkandata statistikdari THOMAS(2),distribusi PJPI adalah antafa' 0,01 sid 0,20, seperti terlihat dalam label!. Kebolehjadian Tabell. Distribusi PcIPI Barga ,01 0,25 0,02 0,25 0,04 0,20 0,06 0,1 0,10 0,05 0,20,. ISSN

3 ProsidiJIg Pertemllall doli Preselltasi I/miall PPNY-BATAN, Yagyakarta April 1995 Bllkll1 161 selanjutnya THOMAS(3) memberikan persamaan untuk PI sebagai berikut : PI = QeFBEGR Q. = Faktor resiko karena ukuran, bentuk dan F B E G weld = Faktor umur dari instalasi = Faktor learning curve = Faktor kualitas = Jumlah dari faktor-faktorpenyebab kegagalan, misal :fatigue, stress corro-sion, cracking, dl!. R = Faktor lain seperti halnya inspeksi melalui hydrostatic testing Selanjutnya berdasarkan komponen parent material dan weld material, faktor resiko karena ukuran dan bentuk dapat ditulis seperti berikut ini. Qe = Qp +AQw Q. = Faktor resiko karena ukuran dan bentuk Qp = Faktor ukuran dan bentuk parent material Qw = Faktor untllk weld material A = Faktor karena daerah weld lebih memungkinkan teijadinya boeor Berdasarkan statistik dari THOMAS(2), distribusi faktoi A dapat dilihat seperti dalam label 2. Kcbolehjadian Tabc\ 2. Distribusi Faktor A Barga 0,35 40,0 0,50 50,0 0,10 65,0.. 0,05 90,0 (7) (8) Tabcl3, Distribusi Faktor E Faktor R, pengaruh dari hydrostatic testing secara periodik, menurut THOMAS(2)dapat dilihat seperti dalarn label 4, Tabcl4, Dari asumsi-asumsi PI adalah scbagai berikut. atau Kcbolchjadian Harga 0,05 0,001 0,25 0,01 0,45 0,1 0,25 1,0 Kcbolchjadian Distribusi Faktor R IIat'ga 0,10 0,001 0,20 0,01 0,50 0,15 0,20 0,10 tcrsebut, maka persamaan PI '" (Qp + AEQw) BFR (9) PI = C (Qp + AEQw) BFR (10) c = Faktor skala sehingga harga frekuensi yang didapat mempunyai besaran per-tahull yang menurut THOMAS(2) mempunyai harga seperti dalam label 5, II Tabc\ 5, Distribllsi Faktor Skala Dengan asumsi tahwa pacta reaktor tidak teijadi corrosion product atau stress corrosion crackingyangjelas, maka faktor G dapat diberi harga 1. Faktor kualitas E, hanya ditekankan pada daerah weld untuk inspcksi awal dan inspeksi seeara periodik, dan berdasarkan statistik dari THOMAS(2) didapatkan harga seperti dalam label 3. Kcbolchjadian Barga 0,20 1,0 x 10,9 0,35 3,0 x 10,9 0,35 1,0 x 10,8 0,10 3,0 x 10'8 ISSN

4 162 BlIlwl Prm'idiJlg PerfellUlall dall Preselltasi nlnialt PPNY-BA TAIV, Yo!{"akarta April 1995 Menurut data Thomas(4)perkalian B dan F sekitar 1, maka persamaan dapat disederhanakan menjadi PI = C (Qp+ EAQw)R (11) Sehingga persamaan perkir3an dari kebolehjadian pecah adalah Pc = (;:) C(Qp+EA Qw)R (12) yang mencegah kotoran masuk ke dalam kolam reaktor. Pacta sistem pendingin primer tersebut terdapat katup pembebas (reliefvalve). Untuk karakteristik pipa pactakeluaran pompa (pump discharge) dan katup pembebas dapat dilihat dalam gambar ~ :-,-.:n--."""..--- Sebagai salah satu model perhitungan digunakan suatu model reaktor dengan sistem pemipaan yang sederhana, seperti terlihat dalam gan1bar1. Gambar 2. Si5telll Pemipaall Pada Pompa dall Katllp Pembebas ~. r. n~~ 1 rn... ~ ==..~, ~~"'I'" b b6 ~r :-... ~T i L I I ~- I~I -... ~,- I ",,- '"- '-.. TATA KERJA 1. Dipahaminya sistem pendingin primer, terutama arah aliran rnasukan dan keluaram dari teras. 2. Ditentukan posisi-posisi yang memungkinkan teljadinya bocor dan menimbulkan LOCA pacta teras. 3. Dihitung faktor resiko karena bentuk, likurandan weld dengan berdasarkan panjang, diameter dan tebal pipa termasuk menentukanjumlah daerah weld, Gambar 1. Sistcm Pcndingin primer HASIL DAN PEMBAHASAN, Secara sederhana dapat dijelaskan pendingin dari kolam reaktor (bejana reaktor) melalui keluaran (outlet header) menuju alai penukar panas, selanjutnya dari pompa kembali lagi menuju kolam reaktor melalui masukan (inlet header). Sebelum masuk kolam reaktor terdapat kolam penyaring (strainer) Berdasarkantabell,2,3,4,dantabeI5,maka dapat dihitung harga rata-rata: C- PcI! = ~985.10'2;. A = 50; E = 2, ; R = 4, ; Selanjutnya berdasarkan gambar I dan gambar 2, untlik setiap bagian dihitung seperti berikut ini : ISSN

5 Prosiding Pertemllan doli Preselltasi Ilmiall PPNY-BATAN, Yof.iyakarta April 1995 Bllkll! 163 Keluaran Teras (Core outlet Header) Dalam Kolam ReaJ.,:tor. Panjang 29 ft, diameter 18",tebal 0,562", danjumlah weld 5. Dengan asumsi 1 ft = 12 inch, maka dapat dihitung 12:x:29:x: 18 = QP1l = (0,562)2 1,75:x:5 :x:18 = 280 QWCll= 0,562 1,75x 12x29 = 345 QWIII= il x 0,562 Luar Kolam Reaktor Panjang 64 ft, diameter 18",tebal 0,562", danjumlah weld 3, dapat dihitung 12x 64 x 18 = QPlO = (0,562)2 Masukan Teras (Core Inlet Header) Dalam Kolam Mempunyai data seperti dalam label 6. Tabel6. P(I'lt;1g QWCIO = 1,75x:; x 18 = 168 0,562 QWIlO= 1,75x12x64 = 762 il x 0,562 D:lta dari Masukan Teras Dalam Kolam Di:ul1etcr Tchal Weld (inch) (inch) , ,596 7 Q = 1,75x 12 x ,75X 12 X 18=429 Wl2I ilx 0,5 ilxo,596 Luar Kolam Reah1:or Panjang 74 ft, diameter 20", tebal 0,596", danjumlah weld 7, maka dapat dihitung 12x74x20 = QP20 = (0,596/ 1,75x7 x20 = 411 QWC20 = 0,596 1,75X 12 x 74 = 830 Qwno = il x 0,596 Pip a masukan dan keluaran dari Penukar Panas Pipa masukan dad keluaran dari penukar panas semuanya terletak di luar teras reaktor, dengan susunan seperti label 7. Tabel 7. Data Pip a Masukan Dan Keluaran Penukar Panas Diameter Tehal Weld (ft) (inch) (inch) , , , maka perhitungan sebagai berikut. untuk penukar panas adalah Qp30 = J2xI84xJO+12xI8xI4+12xI8xJO (0,365)2 (0,438l (O,500l Q - - 1,75x36x10 J,75x20x14 1,75x18xlO_ 3475»C30-0, , ,500 0 = 12x17x16+12x18x20 = _P2I (0,5)2 (0,596)2 0, - 1,75x8x16 1,75x7x ~"C21-0,5 + 0,596 -:> Q»730 = J,75x 12x ,75x 12x28 + 1,75x 12x nx 0,365 nx 0,438 nx 0,500 Pip a keluaran (discharge) untuk pompa Panjang pipa 10 ft, diameter 3", leba! 0,300", dan jumlah weld 8. Checkvalve mempakan akhir dad pipa keluaran (discharge) selanjutnya menuju masukan ISSN

6 16-1 BllkllI Prosi,liJIC Pertenulflll dall Preselltasi I/mialt PPNY-BATAN. Yogyakarta April 1995 dari teras, seperti terlihat dalam gambar 2. Pipa diasumsikan dari welded pipe, sehingga dapat diasumsikan longitudinal welded. Perhitungan kuantifikasinya adalah sebagai berikut. 12x IOx3 = 4000 Qp40 = (0,300)2 1,75x8x3 = 140 QWC40= 0,300 1,75x 12x 10 = 223 QW/40= I1 x 0,300 Pipa katup pembebas (relief valve) FacIa pipa katup pembebas mempunyai pai~ang 20 ft, diameter 4" leba! 0,337", clanjumlah weld 9. Keluaran dari masllkan teras menuju teeyang terbuat dari pipa 2" clan seianjutnya menuju katup pembebas. Susunan pipa dan katup pembebas seperti terlihat dalam gambar 2, dalam tal ini yang dianalisis adalah pipa yang berdiameter 4" clanterbuat dari welded pipe (longitudinal weld). Perhitungan kuantifikasi adalah sebagai berikut. 12x 20 x 4 = 8453 Qp40 = (0,337)2 1.75x9x4 = 187 QWC5D=. 0,337 I 75 x 12x 20 = 397 QW/50= ' I1 x 0,337 Dari perhitungan-perhitungan di alas, maka kebolel~adian pecah untuk pipa 4" adalah = PIPl XC X (Qpso+ Qwsox ExA) x R = 4.B5. 1O-2xB.1O-9(B453+5B4x2.98.1(flx50)4,71.1O'2 = 3, Kebolehjadian pecah untuk pipa 4" yang berada di luar kolam reaktor adalah = P IPl X C X{(QplO+ Qp20+ Qp3q) + (QwlO+ Qw20+Qw3q) X E xa}xr = O'2x8.10-9( x2.9B.1(flx50) = '6 Kebolehjadian pecah untuk pipa 4" yang berada di dalam kolam reaktor adalah = PIPl X C X{(QplT+Qp2T+) + (QwlT+ Qw2T+) X Ex A}xR = 4,B xB ( x2.9B.1 0-lx50) 4, = 1,34.10'6 -Kebolehjadian kolam reaktor = POUI+ P4ou, + Psow pecah untuk pipa yang berada di luar = 7, , = B,4B.1O-6 Kebolehjadian pecah = kebolehjadian pipa pecah dalam kolam reaktor + luar kolam reaktor = 1, B.4B.1O'6 = 9.B Dengan perhitungan seperti metoda di alas dapat ditentukan kebolel~adian gagal pipa alan hila diasumsikan kontribusi terbesar LOCA adalah pecahnya pipa, maka berdasarkan metoda tersebut dapat ditentukan frekuensi LOCA. Untuk perhitungan yang lebih teliti, maka dapat juga dianalisis komponen-komponen lain (selain pipa) yang dapat menimbulkan LOCA. Dalam kasus ini antara lain katup clanpompa, hal tersebut dapat dihitung dengan persamaan berikut ini : Kebolehjadian pecah untuk pipa 3" adalah F= NxFl xb760xr = PIPl xc X (Qp40+ Qw40XEx A) xr = 4,B5. 1O-2xB.10-9( x2.9B.1 (f lx50) '2 = F = Frekuensi kebocoran karena katup clan pompa ISSN

7 '...- Prosidi/lg Pertemlloll doli Prese/ltasi llmioh PPNr-BATAN. Yof:l'okorto Apri/1995 Bllkll! 165 FI = Frekuensi peijam dari pecahnya katup atau pompa N = Jumlah dari katup datipompa R = Faktor inspeksi. Kasus lainnya adalah mengenai penyaring, dalam hal ini hams diperhitungkan yang dapat menimbulkan kebocoran antara lain a. Kerusakan dari komponen tersebut. b. Kesalahan manusia dalam pemasangan. c. Pemasangan tidak sesuai dengan spesifikasi teknis seperti prosedur pemasangan yang ditentukan. Untuk ke 3 kasus tersebut dalam makalah ini tidak dianalisis lebih lanjut, karena melibatkan perhitungan kesalahan manusia. Dalam metoda inihasil-hasil yang didapat akan selalu berubah tergantung dari faktor statistik, dimana faktor statistik tergantung dari data terkumpul, semakin banyak data yang terkumpul semakinvalid hasilnya. Rumus empiris dalam metoda ini dapat dikembangkanatau dikaji lebih lanjut, sebab setiapfaktor yang bukan suatu konstanta clan yang menimbulkan kebolel1iadian pipa bocor dapat diana1isis. Misalnya faktor karena korosi atau fatigue. Dari faktor tersebut dapat diperkirakan kemungkinan suatu pipa akan bocor atau pecah. KESIMPULAN 1. Dengan memperhitungkan faktor dimensi dan weld pipa dapat ditentukan kebolel1iadiangagal pipa, sehinggasecara sederhanadapcltditentukan frekuensiteziadinya LOCA. 2. Dalam perhitungan secara sederhana ini di dapatkan frekuensi kejadian awal LOCA adalah 9,82.10"6/tahun. DAFTAR PUSTAKA 1. THOMAS, H.M., NRC3/2/1, "A Probability model for the failure of pressure containing parts" National Conference on Reliability, Nottingham, THOMAS, H.M., NRC2D/5/1, "A Probability model for pressure vessel catastropic failure" Second National Conference on Reliability, Nottingham, THOMAS, H.M., Pipe and Vessel Failure Probability, Reliability Engineering 2(1981) The High Flux Isotope Reactor Probabilistic Risk Assessment, PLG-O604, BASIN, S.L., and BURNS, E.T., "Characteristics of pipe system failures in light water reactor", EPRI NP-438, August, 1977 TANYA JA'VAB Widarto - Yang diperhitungkan kebolehjadianloca disini termasuk LOCA besar ataukah LOCA kecil 7. Karena mungkin kebolehjadian LOCA kecillebih sering dibandingkan dengan LOCA besar. Mohon dijelaskan - Pada perhitungan ini diasumsikan, unluk besar karena dianggap kecelakaan yang lerparah adalah loea besot, tetapi dengan perhitungan ini dapat juga dilakukan untuk perhilungan LOCA keci!. Utaja - Dalam persamaan acta faktor oleh pengelasan. Seberapajauh pengaruh skill dari weidei'? - Bagaimana kemungkinan pecah pacta casing pompa primer? Alemang betul faktor manusia perlu diperhitungkan bah1l'a tidak hanya dati skill welder, lelapi juga skill dati pemasangan pompa atau kalup. Dalam perhilungan ini faklor manllsia lerseblll behllll dibahas lebih lanjut. - dapal dihilung dengan persamaan.. F= Nx FI x8760xr F = Frekllensi kebocoran karena katllp / pompa Fl = frekllensi per jam dari pecahnya katup / pompa N R Syarip = JUllllah dati katup dan pompa. = Faktor inspeksi. - Apa yang mempengaruhi faktor umur? clanapa bedanya dengan faktor..:faktor lainnya (jatique, korosi dl!) - Reaktor apa yang dipakai contoh untuk analisis, mengapa tidak reaktor GA Siwabessy 7(mungkin akan sangat berguna bagi pengembangan RSG khususnya perawatannya). terima kasih. ISSN D T Ton)' T

8 166 Bllkll1 Pro~.jdjllg PertetrnlOII doli Preselltosj Illnja" PPNY-BA TAN. Yo/?vakorta April Faktor wllur tidak lilelllperhitungkan faktor operasi. sedangkan faktor lainny.a didapatkan selama operasi. - Reaktor HFIR dengan daya 30 MW, tetapi tidak liienut/.lp kemllngkinan perhitllngan ini dapat ditetapkan pada GA siwabessy. Suyamto - Adakah data di loaf Negri, berapa besar angka kebolehjadian teijadinya LOCA. - Berapa angka kegagalan pipa menurut TEXDOC? (kalau ada) - Alenllrllt data yang ado sekitar 1.1(J5sid a.l 0.7 Y. Sardjono - Anda menghitung LOCA barn yang disebabkan oleh gagalnya pcmipaan (dimensi dan welding). Dari nilai statistik kegagalan karena "welding" adalah sangatdipcngarnhi oleh "jenis mesin weld" untuk itu bagaimana dcngan macam-macam mesin weld tersebut tcrhadap nilai statistik yang anda ambil. - Banyak jcnis "katup" atau "valve"yang sekarang diprodnksi atau masih clalam "disain". Apakah dapat diambil nilai probabilistik kegagalannya (LOCA) pacta "Reaktor pasif system" yang sang at mengandalkan teknologi katup atau "valve" - Hal ini sudah dil11asllkkansebagaifaktora dalam perhitllngan ini. - Dapat dilakllkan dengan lilelaklikan penglljian model dan berdasarkan pengalalllan operasi dari katllp yang ado sekarang. Sriyana - Perhitungan yang dilakukan adalah dari faktor dimensi, weld dan sebagainya schingga penekanan pada fakktor dimensi dan weld. Apakah dilakukan juga analitis kekritisan tcrhadap faktor-faktor tersebut? Bagaimana untuk kekritisan terhadap faktor-faktor tersebut? - Pemodelan pip a yang dilakukan kira-kira dimodelkan padajenis reaktor nuk1irapa? - Dalam perhitllngan ini tidak dilaj.:llkanangiitis kek7-itisan (maa! komi tidak mengerti apa yang dimakslld anali tis "kekritisan "). - Reaktor HFIR) berdaya 30A.flY. \ ISSN

Prosiding Presentasi llrniah Teknologi Keselamatan Reaktor- III ISSN No.: Serpong, Mei 1998._. PPTKR-BATAN MECHANIC PADA PIPA

Prosiding Presentasi llrniah Teknologi Keselamatan Reaktor- III ISSN No.: Serpong, Mei 1998._. PPTKR-BATAN MECHANIC PADA PIPA Prosiding Presentasi llrniah Teknologi Keselamatan Reaktor- III ISSN No.: 1410-0533 Serpong, 13-14 Mei 1998._. PPTKR-BATAN ID0000026 PERHITUNGAN NUMERIK DALAM PROBABILITAS FRACTURE MECHANIC PADA PIPA D.T

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan

Lebih terperinci

Analisis 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

Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis)

Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis) Analisis Keselamatan Probabilistik (Probabilistic Safety Analysis) D T Sony Tjahyani Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan Pusat Pengembangan Teknologi Keselamatan Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1 Skema pressurized water reactor (http://www.world-nuclear.org/, September 2015)

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1 Skema pressurized water reactor (http://www.world-nuclear.org/, September 2015) BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran multifase merupakan salah satu fenomena penting yang banyak ditemukan dalam kegiatan industri. Kita bisa menemukannya di dalam berbagai bidang industri seperti

Lebih terperinci

ID0200243 ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE

ID0200243 ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE VrusiUinx Presentasi Ilmiah Tehmlogi Keselamatan Nukllr-V ISSN No. : 1410-0533 Serpong 2H Juni 2000 ' ID0200243 ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN DAN SISTEM RSG GAS DENGAN MENGGUNAKAN DATA BASE Oleh : Demon

Lebih terperinci

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Peralatan 3.1.1 Instalasi Alat Uji Alat uji head statis pompa terdiri 1 buah pompa, tangki bertekanan, katup katup beserta alat ukur seperti skema pada gambar 3.1 : Gambar

Lebih terperinci

FMEA SEBAGAI ALAT ANALISA RISIKO MODA KEGAGALAN PADA MAGNETIC FORCE WELDING MACHINE ME-27.1

FMEA SEBAGAI ALAT ANALISA RISIKO MODA KEGAGALAN PADA MAGNETIC FORCE WELDING MACHINE ME-27.1 ISSN 1979-2409 FMEA SEBAGAI ALAT ANALISA RISIKO MODA KEGAGALAN PADA MAGNETIC FORCE WELDING MACHINE ME-27.1 Iwan Setiawan Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, Kawasan Puspiptek, Serpong ABSTRAK FMEA SEBAGAI

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

Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG

Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG Penilaian Risiko dan Penjadwalan Inspeksi pada Pressure Vessel Gas Separation Unit dengan Metode Risk Based Inspection pada CPPG Aga Audi Permana 1*, Eko Julianto 2, Adi Wirawan Husodo 3 1 Program Studi

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

SIDANG P3 JULI 2010 ANALISA RESIKO PADA ELBOW PIPE AKIBAT INTERNAL CORROSION DENGAN METODE RBI. Arif Rahman H ( )

SIDANG P3 JULI 2010 ANALISA RESIKO PADA ELBOW PIPE AKIBAT INTERNAL CORROSION DENGAN METODE RBI. Arif Rahman H ( ) SIDANG P3 JULI 2010 ANALISA RESIKO PADA ELBOW PIPE AKIBAT INTERNAL CORROSION DENGAN METODE RBI Arif Rahman H (4305 100 064) Dosen Pembimbing : 1. Ir. Hasan Ikhwani, M.Sc 2. Ir. Daniel M. Rosyid, Ph.D Materi

Lebih terperinci

SIDANG P3 TUGAS AKHIR JURUSAN TEKNIK KELAUTAN 28 JANUARI 2010

SIDANG P3 TUGAS AKHIR JURUSAN TEKNIK KELAUTAN 28 JANUARI 2010 SIDANG P3 TUGAS AKHIR JURUSAN TEKNIK KELAUTAN 28 JANUARI 2010 Analisa Resiko pada Reducer Pipeline Akibat Internal Corrosion dengan Metode RBI (Risk Based Inspection) Oleh: Zulfikar A. H. Lubis 4305 100

Lebih terperinci

ANALISIS RISIKO PADA FIRST STAGE SEPARATOR DALAM INSTALASI PENGOLAHAN MINYAK MENTAH

ANALISIS RISIKO PADA FIRST STAGE SEPARATOR DALAM INSTALASI PENGOLAHAN MINYAK MENTAH 36 ISSN 0216-3128 Tjahyani, dkk. ANALISIS RISIKO PADA FIRST STAGE SEPARATOR DALAM INSTALASI PENGOLAHAN MINYAK MENTAH D. T. Sony Tjahyani, Sugiyanto Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN-BATAN

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

ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000

ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000 ANALISIS KEANDALAN KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS PADA PWR AP1000 D. T. Sony Tjahyani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 80, Serpong, Tangerang 15310 Telp/Fax:

Lebih terperinci

PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA ABSTRAK

PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA ABSTRAK PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA Dedy Haryanto, Sagino, Riswan Djambiar Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK PERANCANGAN KONDENSOR KOMPAK PADA UNTAI UJI BETA. Telah dilakukan

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

MEMPELAJARI PENGENDALIAN KUALITAS PADA PRODUK PIPA BAJA SPESIFIKASI API 5L PSL 1 PADA BAGIAN PRODUKSI VAI-04 di PT. BAKRIE PIPE INDUSTRIES

MEMPELAJARI PENGENDALIAN KUALITAS PADA PRODUK PIPA BAJA SPESIFIKASI API 5L PSL 1 PADA BAGIAN PRODUKSI VAI-04 di PT. BAKRIE PIPE INDUSTRIES MEMPELAJARI PENGENDALIAN KUALITAS PADA PRODUK PIPA BAJA SPESIFIKASI API 5L PSL 1 PADA BAGIAN PRODUKSI VAI-04 di PT. BAKRIE PIPE INDUSTRIES Disusun oleh: Siti Istiqomah 36410594 JURUSAN TEKNIK INDUSTRI

Lebih terperinci

Abstrak. Kata kunci: Hydrotest, Faktor Keamanan, Pipa, FEM ( Finite Element Method )

Abstrak. Kata kunci: Hydrotest, Faktor Keamanan, Pipa, FEM ( Finite Element Method ) PERBANDINGAN PRESSURE AKTUAL HYDROTEST WELDING PIPE API 5L B PSL 1 ERW SCH 10 Ø30 TERHADAP TEGANGAN LULUH DENGAN SIMULASI NUMERIK METODE FEM ( FINITE ELEMENT METHOD ) Muhammad Irawan *, Nurul Laili Arifin

Lebih terperinci

Tugas Akhir (MO )

Tugas Akhir (MO ) Company Logo Tugas Akhir (MO 091336) Aplikasi Metode Pipeline Integrity Management System pada Pipa Bawah Laut Maxi Yoel Renda 4306.100.019 Dosen Pembimbing : 1. Prof. Ir. Daniel M. Rosyid, Ph.D. 2. Ir.

Lebih terperinci

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang, 15310 E-mail : kussigit@batan.go.id ABSTRAK

Lebih terperinci

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA 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 terperinci

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA 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 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

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

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Bagan Pemodelan Perancangan Sistem Perpipaan Berikut adalah diagram alir perancangan, pembentukan geometri, pemodelan, dan analisa sistem perpipaan. Gambar 3.1 Diagram

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara

Lebih terperinci

ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG Hendra Prihatnadi, Budi Santoso Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,Gedung 71,Tangerang -15310

Lebih terperinci

BAB III METODE PENELITIAN. Waktu penelitian dilakukan setelah di setujui sejak tanggal pengesahan

BAB III METODE PENELITIAN. Waktu penelitian dilakukan setelah di setujui sejak tanggal pengesahan BAB III METODE PENELITIAN 3.1 Waktu dan Tempat 3.1.1 Waktu Waktu penelitian dilakukan setelah di setujui sejak tanggal pengesahan judul usulan tugas akhir dan berkas seminar proposal oleh pihak jurusan

Lebih terperinci

Pengaruh Diameter Katup Limbah dan Jarak antara Katup Limbah dengan Katup Penghantar terhadap Efisiensi Pompa Hidram

Pengaruh Diameter Katup Limbah dan Jarak antara Katup Limbah dengan Katup Penghantar terhadap Efisiensi Pompa Hidram LJTMU: Vol. 02, No. 01, April 2015, (55-60) ISSN Print : 2356-3222 ISSN Online : 2407-3555 http://ejournal-fst-unc.com/index.php/ljtmu Pengaruh Diameter Katup Limbah dan Jarak antara Katup Limbah dengan

Lebih terperinci

STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR DI CELAH SEMPIT ANULUS SELAMA BOTTOM FLOODING BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR AWAL BATANG PANAS

STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR DI CELAH SEMPIT ANULUS SELAMA BOTTOM FLOODING BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR AWAL BATANG PANAS TUGAS AKHIR TF 091381 STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR DI CELAH SEMPIT ANULUS SELAMA BOTTOM FLOODING BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR AWAL BATANG PANAS Disusun Oleh : Choirul Muheimin NRP. 2408 100

Lebih terperinci

PEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY

PEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY PEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY SANTOSA PUJIARTA, BAMBANG CONY IRAWAN Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310, Banten Telp. 021.7560908, Faks.

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

Udara luar = 20 x 30 cmh = 600 cmh Area yang di kondisikan = 154 m². Luas Kaca (m²)

Udara luar = 20 x 30 cmh = 600 cmh Area yang di kondisikan = 154 m². Luas Kaca (m²) BAB IV ANALISIS DAN PERHITUNGAN 4.1 Perhitungan Beban Pendingin AC Sentral Lantai = 1 Luas = 154 m² Kondisi = CDB CWB R Kg/kg Luar ruangan = 33 27 7,24 Dalam ruangan = 24 16 45,11 Selisih = 9 11 25,13

Lebih terperinci

BAB 3 DATA DAN PEMBAHASAN

BAB 3 DATA DAN PEMBAHASAN BAB 3 DATA DAN PEMBAHASAN III.1 DATA III.1.1 Pipeline and Instrument Diagram (P&ID) Untuk menggambarkan letak dari probe dan coupon yang akan ditempatkan maka dibutuhkan suatu gambar teknik yang menggambarkan

Lebih terperinci

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK Oleh : Joko Prasetio W, Edy S, Kiswanta, dan Ainur R Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK INTEGRASI UNTAI

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Plant, Nuclear Plant, Geothermal Plant, Gas Plant, baik di On-Shore maupun di. Offshore, semuanya mempunyai dan membutuhkan Piping.

BAB I PENDAHULUAN. Plant, Nuclear Plant, Geothermal Plant, Gas Plant, baik di On-Shore maupun di. Offshore, semuanya mempunyai dan membutuhkan Piping. BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah. Didalam sebuah Plant, entah itu LNG Plant, Petrochemical Plant, Fertilizer Plant, Nuclear Plant, Geothermal Plant, Gas Plant, baik di On-Shore maupun di Offshore,

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

BAB II LANDASAN TEORI

BAB II LANDASAN TEORI BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Sistem Perpipaan Dalam pembuatan suatu sistem sirkulasi harus memiliki sistem perpipaan yang baik. Sistem perpipaan yang dipakai mulai dari sistem pipa tunggal yang sederhana

Lebih terperinci

BAB III ANALISA DAN PEMBAHASAN

BAB III ANALISA DAN PEMBAHASAN BAB III ANALISA DAN PEMBAHASAN 3.1. Perhitungan Ketebalan Pipa (Thickness) Penentuan ketebalan pipa (thickness) adalah suatu proses dimana akan ditentukan schedule pipa yang akan digunakan. Diameter pipa

Lebih terperinci

PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF

PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF Husen Zamroni, R. Sumarbagiono, Subiarto, Wasito Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PRARANCANGAN SISTEM

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

BAB II DASAR TEORI. Laporan Tugas Akhir. Gambar 2.1 Schematic Dispenser Air Minum pada Umumnya

BAB 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 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

KAJIAN TEGANGAN DAN KEAMANAN TABUNG GAS ELPIJI BRIGHT GAS 5,5 KG MELALUI SIMULASI SOFTWARE SOLID WORK

KAJIAN TEGANGAN DAN KEAMANAN TABUNG GAS ELPIJI BRIGHT GAS 5,5 KG MELALUI SIMULASI SOFTWARE SOLID WORK KAJIAN TEGANGAN DAN KEAMANAN TABUNG GAS ELPIJI BRIGHT GAS 5,5 KG MELALUI SIMULASI SOFTWARE SOLID WORK Iwan Agustiawan1*, Muhammad Noor Widdy 2 1,2 Teknik Mesin Institut Teknologi Nasional Bandung, Jalan

Lebih terperinci

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN IV. 1 PERHITUNGAN CORROSION RATE PIPA Berdasarkan Corrosion Rate Qualitative Criteria (NACE RP0775-99), terdapat empat (4) tingkat laju korosi (hilangnya ketebalan per mm/

Lebih terperinci

Stress Analysis Pada Sudu Tetap Turbin Uap Bab III Metodologi BAB III METODOLOGI

Stress Analysis Pada Sudu Tetap Turbin Uap Bab III Metodologi BAB III METODOLOGI BAB III METODOLOGI 3.1 Tahapan Pelaksanaan Pekerjaan Berdasarkan ruang lingkup pekerjaan, maka secara umum penyelesaian pekerjaan dilaksanakan kedalam 5 tahapan berikut: Tahap 1 : Pengumpulan data. Pengumpulan

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang

Lebih terperinci

BAB IV PERHITUNGAN ANALISA DAN PEMBAHASAN

BAB IV PERHITUNGAN ANALISA DAN PEMBAHASAN BAB IV PERHITUNGAN ANALISA DAN PEMBAHASAN 4.1 Perhitungan Bejana Tekan Seperti yang diuraikan pada BAB II, bahwa bejana tekan yang dimaksud dalam penyusunan tugas akhir ini adalah suatu tabung tertutup

Lebih terperinci

PENDAHULUAN PERUMUSAN MASALAH. Bagaimana pengaruh interaksi antar korosi terhadap tegangan pada pipa?

PENDAHULUAN PERUMUSAN MASALAH. Bagaimana pengaruh interaksi antar korosi terhadap tegangan pada pipa? PENDAHULUAN Korosi yang menyerang sebuah pipa akan berbeda kedalaman dan ukurannya Jarak antara korosi satu dengan yang lain juga akan mempengaruhi kondisi pipa. Dibutuhkan analisa lebih lanjut mengenai

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

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat penelitian Penelitian dilakukan di Laboratorium Fenomena Dasar Mesin (FDM) Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Muhammadiyah Yogyakarta. 3.2.Alat penelitian

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. dan efisien.pada industri yang menggunakan pipa sebagai bagian. dari sistem kerja dari alat yang akan digunakan seperti yang ada

BAB I PENDAHULUAN. dan efisien.pada industri yang menggunakan pipa sebagai bagian. dari sistem kerja dari alat yang akan digunakan seperti yang ada BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar belakang Berkembangnya ilmu pengetahuan dan teknologi mendorong terciptanya suatu sistem pemipaan yang memiliki kualitas yang baik dan efisien.pada industri yang menggunakan

Lebih terperinci

1. PENDAHULUAN : Repair valve bertujuan untuk memperbaiki kebocoran pada valve sehingga akan mengurangi heat loss dan make-up water.

1. PENDAHULUAN : Repair valve bertujuan untuk memperbaiki kebocoran pada valve sehingga akan mengurangi heat loss dan make-up water. Halaman : 1 dari 5 1. PENDAHULUAN : Repair valve bertujuan untuk memperbaiki kebocoran pada valve sehingga akan mengurangi heat loss dan make-up water. 2. SPEKSIFIKASI : - Terlampir 3. SKOPE PEKERJAAN

Lebih terperinci

BAB IV PELAKSANAAN DAN PEMBAHASAN

BAB IV PELAKSANAAN DAN PEMBAHASAN 32 BAB IV PELAKSANAAN DAN PEMBAHASAN 4.1 PELAKSANAAN Kerja praktek dilaksanakan pada tanggal 01 Februari 28 februari 2017 pada unit boiler PPSDM MIGAS Cepu Kabupaten Blora, Jawa tengah. 4.1.1 Tahapan kegiatan

Lebih terperinci

FLOWLINE, MANIFOLD DAN SEPARATOR (1)

FLOWLINE, MANIFOLD DAN SEPARATOR (1) FLOWLINE, MANIFOLD DAN SEPARATOR (1) HP: 085269878796 Email: fadhlist_ui@yahoo.com A. FLOWLINE & MANIFOLD Fluida dari sumur dialirkan melalui flowline, manifold dan header selantjutnya menuju ke stasiun

Lebih terperinci

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH

Lebih terperinci

PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Sri Nitiswati, Mudi Haryanto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT

Lebih terperinci

ANALISA PENURUNAN TEKANAN AIR PADA PIP A LENGKUNG BERSPUYER UNTUK SISTEM PENGUJIAN KEBOCORAN

ANALISA PENURUNAN TEKANAN AIR PADA PIP A LENGKUNG BERSPUYER UNTUK SISTEM PENGUJIAN KEBOCORAN Prosiding Pertemuan Ilmiah Nasional Rekayasa Perangl{at Nuklir ANALISA PENURUNAN TEKANAN AIR PADA PIP A LENGKUNG BERSPUYER UNTUK SISTEM PENGUJIAN KEBOCORAN OIeh: Budhy Basuki, Djuhana ABSTRAK Telah dilakukan

Lebih terperinci

Oleh : Achmad Sebastian Ristianto

Oleh : Achmad Sebastian Ristianto IDENTIFIKASI BAHAYA MENGGUNAKAN METODE HAZOP DAN FTA PADA DISTRIBUSI BAHAN BAKAR MINYAK JENIS PERTAMAX DAN PREMIUM (STUDI KASUS : PT. PERTAMINA (PERSERO) UPMS V SURABAYA) Oleh : Achmad Sebastian Ristianto

Lebih terperinci

σa = Tegangan tarik ijin kg/cm 2

σa = Tegangan tarik ijin kg/cm 2 PELAKSANAAN TES DAN INSPEKSI INSTALANSI PENSTOCK 1. Uraian Dengan selesainya pekerjaan pemasangan, telah dilaksanakan tes dan inspeksi sesuai dengan ketentuan dalam dokumen kontrak dan Prosedur metode

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

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

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

ANALISIS STATIK TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR KARTINI YOGYAKARTA

ANALISIS STATIK TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR KARTINI YOGYAKARTA ANALISIS STATIK TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR KARTINI YOGYAKARTA Edy Karyanta, Budi Santoso, Hana Subhiyah PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK

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

RANCANG BANGUN AUTOCLAVE MINI UNTUK UJI KOROSI

RANCANG BANGUN AUTOCLAVE MINI UNTUK UJI KOROSI No. 08/ Tahun IV. Oktober 2011 ISSN 1979-2409 RANCANG BANGUN AUTOCLAVE MINI UNTUK UJI KOROSI Yatno Dwi Agus Susanto, Ahmad Paid Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK RANCANG BANGUN AUTOCLAVE

Lebih terperinci

BAB 4 ANALISA KONDISI MESIN

BAB 4 ANALISA KONDISI MESIN BAB 4 ANALISA KONDISI MESIN 4.1. KONDENSOR Penggunaan kondensor tipe shell and coil condenser sangat efektif untuk meminimalisir kebocoran karena kondensor model ini mudah untuk dimanufaktur dan terbuat

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2012 TENTANG MANAJEMEN PENUAAN INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2012 TENTANG MANAJEMEN PENUAAN INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2012 TENTANG MANAJEMEN PENUAAN INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR DENGAN RAHMAT TUHAN

Lebih terperinci

Kiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S

Kiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S KEHANDALAN SISTEM HIDRAN GEDUNG RSG-GAS DENGAN CARA PENAMBAHAN CATU DAYA LISTRIK DARI DISEL BRV 30 Kiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S Sub Bidang Sistem Elektrik Bidang Sistem Reaktor Pusat

Lebih terperinci

TUGAS AKHIR ANALISA INSTALASI PEMIPAAN DAN PENGGUNAAN POMPA PADA GEDUNG ASRAMA HAJI DKI JAKARTA

TUGAS AKHIR ANALISA INSTALASI PEMIPAAN DAN PENGGUNAAN POMPA PADA GEDUNG ASRAMA HAJI DKI JAKARTA TUGAS AKHIR ANALISA INSTALASI PEMIPAAN DAN PENGGUNAAN POMPA PADA GEDUNG ASRAMA HAJI DKI JAKARTA Diajukan Sebagai Salah Satu Syarat Untuk Memperoleh Gelar Sarjana Teknik Mesin Universitas Mercu Buana Disusun

Lebih terperinci

ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*

ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto* ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING

Lebih 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

RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS

RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS SEMINAR NASIONAL V YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 2009 RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS HARI SUDIRJO Pusat Reaktor Serba Guna BATAN Abstrak RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI

Lebih terperinci

Pembimbing : Bpk. Ir Arie Indartono MT Bpk. Projek Priyongo SL ST MT

Pembimbing : Bpk. Ir Arie Indartono MT Bpk. Projek Priyongo SL ST MT BAB 1 BAB 2 PRESENTASI SIDANG TUGAS AKHIR ANALISA KEANDALAN PADA INSTALASI PENGOLAHAN AIR LIMBAH DENGAN METODE FAILURE MODE EFFECT & ANALYSIS (FMEA) DALAM MERENCANAKAN STRATEGI PREVENTIVE MAINTENANCE (Studi

Lebih terperinci

Perencanaan Ulang Instalasi Perpipaan dan Pompa pada Chlorination Plant PLTGU PT. PJB Unit Pembangkitan Gresik

Perencanaan Ulang Instalasi Perpipaan dan Pompa pada Chlorination Plant PLTGU PT. PJB Unit Pembangkitan Gresik Perencanaan Ulang Instalasi Perpipaan dan Pompa pada Chlorination Plant PLTGU PT. PJB Unit Pembangkitan Gresik Oleh : Dunung Sarwo Jatikusumo 2110 038 017 Dosen Pembimbing : Dr. Ir. Heru Mirmanto, MT Latar

Lebih terperinci

BAB III PERENCANAAN SISTEM HYDRANT

BAB III PERENCANAAN SISTEM HYDRANT BAB III PERENCANAAN SISTEM HYDRANT 3.1. Metode Pengambilan Data Penganbilan data ini dilakukan di gedung VLC (Vehicle Logistic Center) PT. X berdasarlan data dan kegiatan yang ada di gedung tersebut. Dengan

Lebih terperinci

MODEL F56A/F56F/F56D MANUAL VALVE FILTER

MODEL F56A/F56F/F56D MANUAL VALVE FILTER SEKILAS PRODUK MODEL F56A/F56F/F56D MANUAL VALVE FILTER 1.1. Aplikasi Utama & Penerapan Digunakan untuk sistem penyaringan perawatan air. Sangat cocok untuk: Sistem Penyaringan Perumahan Perlengkapan Penyaringan

Lebih terperinci

LAPORAN TUGAS AKHIR BAB II DASAR TEORI

LAPORAN 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 terperinci

ANALISIS STRESS CORROSION CRACKING AUSTENITIC STAINLESS STEEL (AISI 304) DENGAN METODE U-BEND PADA MEDIA KOROSIF HCL 1M

ANALISIS STRESS CORROSION CRACKING AUSTENITIC STAINLESS STEEL (AISI 304) DENGAN METODE U-BEND PADA MEDIA KOROSIF HCL 1M ANALISIS STRESS CORROSION CRACKING AUSTENITIC STAINLESS STEEL (AISI 304) DENGAN METODE U-BEND PADA MEDIA KOROSIF HCL 1M *Chrisman 1, Athanasius Priharyoto Bayuseno 2 1) Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin,

Lebih terperinci

ANALISA OVER STRESS PADA PIPA COOLING WATER SYSTEM MILIK PT. XXX DENGAN BANTUAN SOFTWARE CAESAR II

ANALISA OVER STRESS PADA PIPA COOLING WATER SYSTEM MILIK PT. XXX DENGAN BANTUAN SOFTWARE CAESAR II ANALISA OVER STRESS PADA PIPA COOLING WATER SYSTEM MILIK PT. XXX DENGAN BANTUAN SOFTWARE CAESAR II TUGAS AKHIR Disusun guna memenuhi sebagian syarat memperoleh gelar Sarjana Teknik pada Fakultas Teknik

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR

ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR ANALISIS PERHITUNGAN REACTION FORCE PADA DISCHARGE POINT DARI SAFETY VALVE SISTEM PERPIPAAN REAKTOR NUKLIR Kukuh Prayogo 1, Putut Hery Setiawan 2 1,2 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK

Lebih terperinci

PROSES PERENCANAAN PERAWATAN POMPA LEAN AMINE[STUDI KASUS DI HESS (INDONESIA- PANGKAH)LTD]

PROSES PERENCANAAN PERAWATAN POMPA LEAN AMINE[STUDI KASUS DI HESS (INDONESIA- PANGKAH)LTD] PROSES PERENCANAAN PERAWATAN POMPA LEAN AMINE[STUDI KASUS DI HESS (INDONESIA- PANGKAH)LTD] ANDRILA N. AKBAR (2108 100 621) DOSEN PEMBIMBING Ir. Arino Anzip M.Eng.sc JURUSAN TEKNIK MESIN FAKULTAS TEKNOLOGI

Lebih terperinci

Proses Desain dan Perancangan Bejana Tekan Jenis Torispherical Head Cylindrical Vessel di PT. Asia Karsa Indah.

Proses Desain dan Perancangan Bejana Tekan Jenis Torispherical Head Cylindrical Vessel di PT. Asia Karsa Indah. Proses Desain dan Perancangan Bejana Tekan Jenis Torispherical Head Cylindrical Vessel di PT. Asia Karsa Indah. Dengan kemajuan teknologi yang semakin pesat, telah diciptakan suatu alat yang bisa menampung,

Lebih terperinci

ANALISIS KERUSAKAN SISTEM KONTROL SUHU DAN TEKANAN AIR PENDING IN DI IRM

ANALISIS KERUSAKAN SISTEM KONTROL SUHU DAN TEKANAN AIR PENDING IN DI IRM ANALISIS KERUSAKAN SISTEM KONTROL SUHU DAN TEKANAN AIR PENDING IN DI IRM Nasorudin ABSTRAK ANALISIS KERUSAKAN SISTEM KONTROL SUHU DAN TEKANAN AIR PENOINGIN 01 IRM. Telah dilakukan analisis kerusakan sistem

Lebih terperinci

MONITORING KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.A. SIWABESSY

MONITORING KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.A. SIWABESSY Roziq Himawan, dkk. ISSN 0216-3128 191 MONITORING KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.A. SIWABESSY Roziq Himawan, Suwoto, Sriyono PTRKN BATAN, E-mail : roziqh@batan.go.id ABSTRAK MONITORING

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

PROPYLENE PROJECT (ROPP)

PROPYLENE PROJECT (ROPP) Analisa pipe support terhadap flexibility dan tegangan yang terjadi pada sistem perpipaan PT PERTAMINA (Persero) Residu Catalyst Cracking OFFGAS to PROPYLENE PROJECT (ROPP) 030 Hendra Akbar (1), Rudi Walujo

Lebih terperinci

FORMAT DAN ISI PROGRAM MANAJEMEN PENUAAN

FORMAT DAN ISI PROGRAM MANAJEMEN PENUAAN 13 LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2012 TENTANG MANAJEMEN PENUAAN INNR FORMAT DAN ISI PROGRAM MANAJEMEN PENUAAN A. Kerangka Format Program Manajemen Penuaan BAB I

Lebih terperinci

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.

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

QUANTITATIVE RISK ASSESSMENT UNTUK EQUIPMENT DALAM GAS PROCESSING UNIT DI TOPSIDE OFFSHORE PLATFORM

QUANTITATIVE RISK ASSESSMENT UNTUK EQUIPMENT DALAM GAS PROCESSING UNIT DI TOPSIDE OFFSHORE PLATFORM QUANTITATIVE RISK ASSESSMENT UNTUK EQUIPMENT DALAM GAS PROCESSING UNIT DI TOPSIDE OFFSHORE PLATFORM TUGAS SARJANA Diajukan sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Teknik Oleh Reza Hadyansyah

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Universitas Indonesia. Pengaruh pengelasan..., RR. Reni Indraswari, FT UI, 2010.

BAB I PENDAHULUAN. Universitas Indonesia. Pengaruh pengelasan..., RR. Reni Indraswari, FT UI, 2010. BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Baja tahan karat Austenitic stainless steel (seri 300) merupakan kelompok material teknik yang sangat penting yang telah digunakan luas dalam berbagai lingkungan industri,

Lebih terperinci

INTERVAL PENGGANTIAN PENCEGAHAN SUKU CADANG BAGIAN DIESEL PADA LOKOMOTIF KERETA API PARAHYANGAN * (STUDI KASUS DI PT. KERETA API INDONESIA)

INTERVAL PENGGANTIAN PENCEGAHAN SUKU CADANG BAGIAN DIESEL PADA LOKOMOTIF KERETA API PARAHYANGAN * (STUDI KASUS DI PT. KERETA API INDONESIA) Reka Integra ISSN: 2338-5081 Jurusan Teknik Industri Itenas No.02 Vol.4 Jurnal Online Institut Teknologi Nasional April 2016 INTERVAL PENGGANTIAN PENCEGAHAN SUKU CADANG BAGIAN DIESEL PADA LOKOMOTIF KERETA

Lebih terperinci

BAB VIII UNIT DAUR ULANG DAN SPESIFIKASI TEKNIS Sistem Daur Ulang

BAB VIII UNIT DAUR ULANG DAN SPESIFIKASI TEKNIS Sistem Daur Ulang BAB VIII UNIT DAUR ULANG DAN SPESIFIKASI TEKNIS 8.1. Sistem Daur Ulang Di BTIK Magetan mempunyai dua unit IPAL yang masingmasing berkapasitas 300 m 3 /hari, jadi kapasitas total dua IPAL 600 m 3 /hari.

Lebih terperinci

Gambar 1.1 Sistem perpipaan steam 17 bar

Gambar 1.1 Sistem perpipaan steam 17 bar BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Pada dasarnya bahan bakar minyak dan gas, menjadi kebutuhan utama untuk dunia transportasi, dunia industri, dan rumah tangga. Setiap tahun kebutuhan akan pasokan bahan

Lebih terperinci

BAB III PERBAIKAN ALAT

BAB III PERBAIKAN ALAT L e = Kapasitas kalor spesifik laten[j/kg] m = Massa zat [kg] [3] 2.7.3 Kalor Sensibel Tingkat panas atau intensitas panas dapat diukur ketika panas tersebut merubah temperatur dari suatu subtansi. Perubahan

Lebih terperinci

BAB 1 PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

BAB 1 PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Memasuki era globalisasi, ilmu pengetahuan dan teknologi mengalami perkembangan yang sangat pesat. Perkembangan ini dapat memiliki dampak yang positif dan negatif bagi

Lebih terperinci

Sudjatmi K.A., M. Hendayun, V IS Wardhani Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir (P3TkN) - BAT AN

Sudjatmi K.A., M. Hendayun, V IS Wardhani Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir (P3TkN) - BAT AN Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN 1693-7902 MODEL POHON KEGAGALAN UNTUK PELEP ASAN RADIOAKTIF KE LINGKUNGAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG Sudjatmi K.A.,

Lebih terperinci