KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR"

Transkripsi

1 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 Nuklir (BAPETEN) Jl. Gajah Mada No.8, Jakarta 10120, Indonesia. ABSTRAK KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR. Pembangunan Pusat Listrik Tenaga Nuklir atau PLTN dipersiapkan oleh pemerintah selaras dengan Undang Undang No. 17 Tahun 2007 tentang rencana pembangunan jangka panjang Tahun Dalam proses perijinan pada tahap konstruksi PLTN, BAPETEN harus melakukan evaluasi atau verifikasi untuk memastikan bahwa desain dan pemasangan sistem pemipaan telah memenuhi ketentuan keselamatan, sehingga kecelakaan pipa pecah atau Loss of Coolant Accident (LOCA) yang dapat berdampak melelehnya teras reaktor dan pelepasan produk fisi dapat dihindari. Dalam melakukan evaluasi yang sangat penting diperhatikan terhadap keselamatan sistem pemipaan adalah analisis fleksibilitas dan tegangan yang dapat dilakukan menggunakan computer code seperti PS CAEPIPE, AUTO PIPE, CAESAR II. Standar keselamatan untuk evaluasi desain dan konstruksi sistem pemipaan PLTN menggunakan ASME section III untuk komponen nuklir dan standar keselamatan terkait seperti ASTM, API, serta harus memenuhi ketentuan keselamatan nasional yang diatur dalam Perka BAPETEN No. 3 Tahun 2011 tentang Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Daya. Kata kunci : Analisis Fleksibilitas, Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir, ASME Section III ABSTRACT REGULATORY ASSESMENT ON DESIGN OF PIPING SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT. The development of Nuclear Power Plant that prepared by government match with Act No. 17 year 2007 on Planning of Long Term Development Year In licensing process on period NPP construction, BAPETEN should do the evaluation or verification in order to ensure that design and installation of piping system has already met safety requirement, so loss of coolant accident (LOCA) that can effect core melt reactor and fission product release can be prevented. In the evaluation the most important to be concerned for safety of piping system are flexibility and stress analysis which can be done using computer code such as PS CAEPIPE, AUTO PIPE, CAESAR II. Safety Standard to evaluate design and construction of NPP piping system used ASME section III for nuclear component, and used related standard such us ASTM, API, also should be met national safety requirement from Perka BAPETEN No. 3 year 2011 on Safety Requirement of Nuclear Power Plant Design. Keywords : Flexibility Analysis, Nuclear Power Plant, ASME Section III 1. PENDAHULUAN Dalam rangka memenuhi kebutuhan dan keamanan persediaan energi untuk jangka panjang, maka pemerintah mempersiapkan pembangunan PLTN sebagai salah satu energi alternatif. Hal ini tertuang dalam UU No. 17 Tahun 2007 tentang rencana pembangunan jangka panjang Tahun Pembangunan PLTN di Indonesia harus mengacu pada peraturan keselamatan terkait, diantaranya PP. 43 Tahun 2006 tentang Perijinan Reaktor Nuklir. Seluruh tahapan pembangunan PLTN akan diawasi oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN). Dalam proses perijinan pada tahap konstruksi PLTN, BAPETEN harus ISSN

2 memastikan bahwa desain sistem pemipaan telah memenuhi ketentuan keselamatan, oleh karenanya kajian pengawasan desain sistem pemipaan dalam pembangunan PLTN perlu dilakukan. Integritas struktur sistem pemipaan pada PLTN merupakan sistem konstruksi yang besar dan kompleks yang harus mampu menahan semua beban yang bekerja, baik beban dinamik maupun beban statik, sehingga kecelakaan akibat kegagalan sistem pemipaan seperti pecahnya pipa atau yang sering disebut loss of coolant accident (LOCA) yang dapat berdampak pelepasan produk fisi tidak terjadi. Dalam melakukan desain sistem pemipaan harus memperhatikan kemampuan sistem pemipaan menahan beban yang bekerja sehingga tidak menimbulkan kegagalan yang dikenal dengan fleksibilitas sistem pemipaan. Desain sistem pemipaan harus mempunyai fleksibilitas yang cukup sehingga dengan adanya ekspansi termal dan kontraksi atau pergerakan pada titik sambungan tidak akan menyebabkan kegagalan pipa atau support yang biasa disebut over stress atau fatique. Desain sistem pemipaan harus mampu menahan beban tetap, sewaktu-waktu dan beban ekspansi. Pada umumnya standar dan kode yang digunakan untuk desain sistem pemipaan mengacu pada ASME Section III Nuclear Component Desain dan Safety of Nuclear Power Plant Desain dari IAEA Safety Standards Series No.NS-R1 yang sudah diadopsi menjadi Perka BAPETEN No. 3 Tahun 2011 tentang Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Daya. Dalam hal melakukan pengawasan terhadap desain sistem pemipaan PLTN, BAPETEN perlu melakukan evaluasi hasil analisis yang dilakukan oleh pemegang izin, atau verifikasi dengan melakukan analisis sendiri untuk memastikan perhitungan desain sistem pemipaan yang dilakukan oleh pemegang izin, telah memenuhi ketentuan keselamatan. Ada beberapa program komputer yang dapat digunakan untuk melakukan analisis fleksibilitas sistem pemipaan. Hasil dari analisis tersebut dapat digunakan untuk mengetahui apakah desain sistem pemipaan yang disiapkan telah memenuhi ketentuan operasi PLTN yang aman. 2. DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PLTN 2.1. Teori Sistem pemipaan yang handal yang digunakan sebagai media untuk mengalirkan fluida kerja dari suatu komponen ke komponen lain pada pembangkit listrik tenaga nuklir sangat diperlukan. Sistem perpipaan yang ada di instalasi pembangkit listrik tenaga nuklir merupakan sistem konstruksi yang besar dan kompleks, sehingga analisis desain sistem pemipaan ini harus dapat menjamin integritas struktur sistem agar mampu menahan semua beban yang bekerja, baik beban yang besarnya tetap sepanjang waktu (beban statik) maupun beban yang berubah-ubah menurut fungsi waktu (beban dinamik). Kemampuan sistem perpipaan untuk menahan beban yang bekerja sehingga tidak menimbulkan kegagalan dikenal sebagai fleksibilitas sistem perpipaan. Analisis fleksibilitas dan tegangan merupakan analisa yang perlu dilakukan untuk memastikan bahwa sistem pemipaan yang didesain mampu untuk digunakan pada kondisi operasi yang aman. Sistem pemipaan harus mempunyai fleksibilitas yang cukup sehingga ekspansi termal dan kontraksi atau pergerakkan dari supports dan titik persambungan tidak akan menyebabkan : a. Kegagalan dari pipa atau support dari overstress atau fatique b. Kebocoran pada sambungan c. Detrimental stresses atau distorsi pada pipa atau pada titik sambungan equipment (contohnya pompa, bejana, atau katup) yang dihasilkan akibat gaya atau momen pada pipa. ISSN

3 Perhitungan fleksibilitas dan analisis tegangan pada jalur dan titik kritis harus dilakukan, misalnya untuk setiap jalur yang disambung dengan nozzle peralatan. Tujuan analisis fleksibilitas diperlukan untuk menganalisis setiap jalur perpipaan terutama jalur-jalur kritis supaya dapat didesain secara aman sehingga menghasilkan layout pipa yang tidak akan menghasilkan tegangan atau reaksi pada ujung pipa yang berbahaya. Disamping itu tidak kalah pentingnya diperlukan pula data-data peralatan dari fabrikasi atau vendor, terutama untuk batas-batas yang diiizinkan, baik gaya, momen lengkung dan tegangan. Perhitungan sambungan pipa dengan nozzle turbin, kompresor dan pompa dapat dilihat pada standard API serta ANSI Kriteria Analisis Fleksibilitas Sebelum dilakukan analisis fleksibilitas suatu sistem perpipaan, harus terlebih dahulu diketahui perlu atau tidaknya dilakukan analisis fleksibilitas pada sistem perpipaan tersebut. Gambar 1 dan 2 memperlihatkan daerah perlu atau tidaknya dilakukan analisis fleksibilitas suatu sistem perpipaan dimana NPS adalah Nominal Pipe Size. Kedua gambar tersebut digunakan untuk pipa dengan material baja karbon stainless steel, atau pipa paduan o C B Detail calculation required NPS Gambar 1. Grafik untuk Menentukan Perlu Tidaknya Analisis Fleksibilitas Perpipaan Tidak Terhubung Pada Alat yang Berputar (Rotating machinery) Bagian B dapat diperiksa dengan metode yang disederhanakan, namun jika kritis perlu perhitungan yang lebih detil. o C Detail calculation required Detail calculation required Class 600 and higher Calculation not required Calculation not required NPS NPS Gambar 2. Grafik untuk Menentukan Perlu Tidaknya Analisis Fleksibilitas Perpipaan yang Terhubung Pada Alat Berputar (Rotating machinery) ISSN

4 2.3. Ketentuan Keselamatan Desain PLTN di Indonesia Pembangunan PLTN harus didesain dengan keselamatan yang tinggi ditujukan untuk melindungi pekerja, masyarakat dan lingkungan hidup yang dilakukan melalui upaya pertahanan yang efektif terhadap timbulnya bahaya radiasi di reaktor daya. Desain reaktor daya harus mempertimbangkan konsep pertahanan berlapis yang pada tingkat pertama disebutkan bahwa, pencegahan kegagalan dan kejadian operasi terantisipasi yang dilakukan dengan desain konservatif, konstruksi dan operasi yang berkualitas tinggi. Dalam Perka Kepala BAPETEN No. 3 Tahun 2011 tentang Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Daya, pasal 18 disebutkan bahwa : [1]. Pemegang izin harus melakukan penilaian keselamatan secara menyeluruh untuk membuktikan bahwa desain yang diajukan untuk fabrikasi, konstruksi dan desain terbangun (as built design) memenuhi persyaratan keselamatan yang ditetapkan pada awal proses desain. [2]. Penilaian keselamatan harus merupakan bagian proses desain, dengan iterasi antara kegiatan desain dan analitis untuk keperluan konfirmasi dan meningkatkan lingkup serta tingkat kerincian sesuai dengan kemajuan program desain. [3]. Penilaian keselamatan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didasarkan pada data yang diperoleh dari analisis keselamatan, pengalaman operasi terdahulu, hasil penelitian pendukung dan praktek rekayasa yang telah teruji. Dalam melakukan dasar desain PLTN, pasal 23 menyebutkan bahwa : [1]. Pemegang izin harus menetapkan dasar desain struktur, sistem dan komponen yang penting untuk keselamatan sehingga mampu berfungsi pada: a. kondisi instalasi; dan b. kondisi yang ditimbulkan oleh bahaya internal dan eksternal dengan memenuhi persyaratan proteksi radiasi yang telah ditetapkan. [2]. Dasar desain struktur, sistem dan komponen harus didokumentasikan dan tersedia untuk pengoperasian reaktor dengan selamat. [3]. Dasar desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1) memuat: a. spesifikasi struktur, sistem dan komponen untuk setiap kondisi instalasi; b. klasifikasi keselamatan; c. keandalan; d. asumsi penting; e. metode analisis; dan f. identifikasi dan kuantifikasi ketidakpastian. Sistem perpipaan didalam PLTN berfungsi untuk mengalirkan air pendingin pada sistem primer maupun pada sistem sekunder, oleh karenanya harus mengikuti ketentuan keselamatan desain sistem pendingin yang dituangkan dalam Perka BAPETEN no 3 tahun 2011, pasal 81 yang menyebutkan bahwa : [1]. Sistem pendingin reaktor dan sistem terkait harus didesain dengan margin kemampuan yang memadai untuk memastikan batas desain bahan bakar nuklir dan sistem pendingin reaktor bertekanan tidak terlampaui dalam kondisi operasi. [2]. Sistem perpipaan yang dihubungkan dengan sistem pendingin reaktor bertekanan harus didesain dengan peralatan isolasi yang memadai untuk membatasi hilangnya pendingin. [3]. Komponen sistem pendingin reaktor sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didesain dan dikonstruksi dengan bahan, standar desain, fabrikasi dan inspeksi sesuai dengan kelas mutu. ISSN

5 [4]. Reaktor harus didesain untuk meminimalkan kerapuhan pada komponen sistem pendingin reaktor bertekanan yang disebabkan oleh kondisi instalasi. [5]. Komponen di dalam sistem pendingin reaktor bertekanan harus didesain untuk meminimalkan kemungkinan kegagalan pada struktur, sistem dan komponen lain yang penting untuk keselamatan dalam kondisi operasi dan DBA, dengan memberikan margin terhadap degradasi yang mungkin terjadi selama operasi. Ketentuan mengenai desain Sistem Struktur Komponen PLTN juga terdapat dalam 10 CFR 50, App. A, GDC (General Design Criteria) ASME Section III Untuk melakukan desain terhadap komponen dan sistem pada PLTN digunakan ASME Section III. Desain sistem perpipaan pada nuklir komponen dibedakan dalam 3 (tiga) kelas yaitu kelas 1 (NB), Kelas 2(NC) dan kelas 3(ND). Sistem Struktur dan Komponen (SSK) safety Class 1 merupakan SSK yang fungsinya menjamin: o Integritas RCPB (reactor coolant pressure boundary) o Kemampuan untuk memadamkan reaktor dengan aman dan mempertahankannya dalam kondisi padam yang aman. o Kemampuan untuk mencegah/ meringankan akibat kecelakaan yang menghasilkan paparan radiasi luar-tapak melebihi NBD yang ditetapkan dalam 10 CFR Struktur yang fungsinya mencegah atau meringankan akibat kecelakaan, termasuk dalam Seismic Category I Structure. Fungsi tersebut merupakan fungsi keselamatan, sehingga SSK PLTN dapat diklasifikasikan pula ke dalam kelas keselamatan (Safety Class =SC). Dalam desain Struktur Sistem dan Komponen (SSK) termasuk didalamnya desain sistem perpipaan terkait keselamatan PLTN harus dirancang agar tetap berfungsi saat terjadi SSE (safe shutdown earthquake) dan dikategorikan sebagai SSK SC (Seismic Category) I. Ketentuan tentang SSK yg termasuk SSK SC I terdapat dalam Regulatory Guide (RG) 1.29, 1.143, dan Sistem perpipaan yang terhubung ke reaktor dan ke steam generator dan komponen kritis lainnya harus didesain dengan analisis kelas 1. Desain sistem pemipaan dalam ASME section III untuk nuklir komponen memuat antara lain : - Faktor fleksibilitas dan intensifikasi tegangan, - Beban momen akibat beban sustain, beban occasional termasuk akibat beban gempa dan akibat thermal expansion contraction - Tegangan longitudinal akibat tekanan, akibat beban sustain, akibat beban occasional, akibat beban sustain dan tegangan ekspansi thermal. - Tegangan ekspansi thermal akibat ekspansi thermal Tegangan ijin maksimum material akibat internal pressure dan effisiensi sambungan pada temperatur desain dan pergerakan anchor. - Allowable stress dan basic material allowable stress ( akibat beban sustain, beban occasional akibat gempa atau angin dan eksternal force, beban thermal expansion, beban operasi, displacement). Dalam kondisi umum, biasanya pipa mengalami beban sustain, occasional, dan beban ekspansi. Dalam ASME section III untuk komponen nuklir, sistem pemipaan yang harus dilakukan analisis tegangan mencakup beberapa kategori sbb: Pipa 3 in atau lebih besar, yang terhubung dengan peralatan yang berputar, yang tersambung dengan peralatan dan atau penyangga, atau temperature dibawah 20 o F Pipa yang tersambung dengan reciprocating equipment ISSN

6 Pipa 4 in atau lebih besar yang terhubung dengan pendingin udara, pembangkit uap, atau pemanas pipa api. Pipa 6 in, dan lebih besar dengan temperatur 250 o F dan lebih tinggi. Pipa dengan temperature 600 o F dan lebih besar. Pipa 16 in dan lebih besar Pipa alloy Pipa tekanan tinggi Pipa atau duct dengan diameter 18 in atau lebih, mempunyai ratio diameter luar dan ketebalan dinding lebih dari 90. Pipa untuk proses bawah tanah Pipa dengan menggunakan sistem tekanan relief Analisis desain terhadap kategori sistem pemipaan diatas masih harus disesuaikan dengan kelas keselamatan dari sistem tersebut Analisis Desain Sistem Pemipaan PLTN Perkembangan teknologi komputer yang sangat cepat dewasa ini sangat membantu kecepatan dan meningkatkan keakuratan perhitungan. Terdapat beberapa program komputer yang digunakan oleh perusahan engineering/ rekayasa untuk melakukan analisis fleksibilitas dan tegangan sistem perpipaan diantaranya adalah program PS CAEPIPE, AUTO PIPE, CAESAR II, Plant Desain Management System (PDMS). Analisis fleksibilitas sistem perpipaan yang dilakukan mencakup analisis pembebanan terhadap gaya-gaya reaksi (loading), analisis pergeseran (displacement), dan analisis tegangan pipa (piping stress analysis ) yang terjadi pada sistem perpipaan. Analisis tegangan yang dilakukan terhadap beban sustain, ekspansi dan beban occasional. Untuk beban occasional akibat angin, perhitungan dilakukan untuk sistem pemipaan yang berada diluar gedung. Untuk meninjau kekuatan dan fleksibilitas akibat gempa/ seismik harus diperhitungan sesuai dengan kelas keselamatan dari sistem pemipaan yang dianalisis. Analisis dilakukan untuk memperkirakan pemberian kelenturan (fleksibilitas) yang cukup dalam sistem perpipaan untuk menjamin bahwa ekspansi karena panas dan kontraksi dari pipa tidak akan menghasilkan tegangan siklus atau pemanjangan yang akan mengakibatkan gagal lelah. Cara penggunaan dan analisis fleksibilitas dimulai dengan pengumpulan data desain, nodalisasi pemodelan sistem perpipaan dengan program CAESAR II terhadap perubahan parameter jenis dan posisi penyangga (support/ hange ), parameter beban gempa, parameter standard material pipa, parameter jenis dan tebal isolasi. Analisis dimulai dengan menyiapkan data masukan, kemudian membuat modelnya dilanjutkan dengan perhitungan serta pembahasan hasil. Informasi yang diperlukan untuk perhitungan analisis tegangan dan fleksibilitas sistem pemipaan dengan menggunakan program komputer antara lain : - Diameter luar, tebal dinding pipa, atau nominal diameter sesuai dengan schedule pipa yang digunakan. - Temperatur dan tekanan internal, corrosion allowance pipa. - Material pipa (koefisien ekspansi, young s modulus, material density), tebal isolasi dan material isolasi yang dipakai, dari ASTM. - Spesifik gravity fluida - Beban angin yg diperhitungkan, flange rating,psi ( ANSI B16.5) - Beban gempa yang diperhitungkan - Berat valve dan flange Selain informasi diatas data masukan yang perlu dipersiapkan dapat berupa dokumen seperti gambar equipment, informasi proses, informasi spesifikasi material pipa ISSN

7 dan equipment yang digunakan, gambar P & ID, gambar isometrik, dokumen spesifikasi perancangan pipa, dokumen spesifikasi perancangan equipment, ASME Code yang digunakan, ASTM spesifikasi material yang digunakan, Piping material catalog untuk : pipa, elbow, valve, flange, tee, dll. Data-data dari gambar isometrik, gambar P & ID dan data lainnya, dimodelkan/ dimasukkan node, dimensi, jenis komponen pipa, temperatur dan tekanan fluida kerja, jenis material pipa, densitas pipa, densitas fluida kerja, densitas isolasi dan code yang digunakan serta data lainnya. Urutan pengerjaan analisis dengan program CAESAR II dapat dilihat pada gambar dibawah ini. Gambar 3. Diagram Alir Analisis Dengan Program CAESAR II Gambar 4. Contoh Desain Sistem Pemipaan dari Heat Exchanger ke Pompa Utama PLTN ISSN

8 Gambar 5. Contoh Desain Sistem Pemipaan dari Pompa Utama ke Reaktor Vessel Hasil analisis yang dapat dilihat berupa gaya dan momen pada support, displacement pipa, tegangan sustain, tegangan ekspansi serta tegangan occasional. Disamping itu hasil analisis tegangan pipa dapat juga digunakan untuk menentukan letak dan jenis supportsupport pipa yang akan dipasang. Contoh apabila letak support jenis XY diletakkan pada posisi 2 m dari belokan kemudian dianalisis terjadi over stress, maka dilakukan perubahan letak support misalnya 0,25 m dari belokan dan jenis support diganti dengan spring support, kemudian dianalisis ulang seterusnya sampai dipastikan tidak dijumpai adanya over stress lagi. Kajian pengawasan desain sistem pemipaan pada PLTN dimulai dengan melakukan studi pustaka terhadap desain sistem pemipaan untuk pembangkit tenaga listrik, studi banding terhadap pelaksanaan evaluasi desain sistem pemipaan untuk PLTU dengan segala permasalahan yang dihadapi oleh PLN dalam tahap konstruksi sistem pembangkit listrik. Dilakukan studi lebih lanjut terhadap standar keselamatan ASME Section III yang digunakan untuk desain struktur sistem dan komponen nuklir termasuk PLTN, serta standard dan peraturan yang terkait dengan pengawasan desain sistem pemipaan PLTN. Kajian terhadap pemakaian code untuk analisis dilakukan terutama untuk penggunaan CAESAR II sampai analisis keselamatan untuk menentukan kriteriaan keberterimaan terhadap desain sistem pemipaan yang disetujui untuk dilakukan konstruksi atau pemasangan. 3. PEMBAHASAN Dalam proses perijinan pembangunan PLTN terutama pada tahap desain dan konstruksi, Badan Pengawas perlu melakukan evaluasi atau verifikasi terhadap desain sistem pemipaan pada PLTN. Hal ini diperlukan untuk memastikan apakah desain sistem pemipaan PLTN yang akan dibangun sudah memenuhi ketentuan keselamatan untuk operasi jangka panjang. Sistem pemipaan yang handal sangat diperlukan, mengingat terjadinya kebocoran kecil maupun besar pada sistem pipa yang disebut dengan loss of coolant accident (LOCA) termasuk kecelakaan parah yang dapat mengakibatkan melelehnya teras reaktor. Evaluasi dilakukan oleh Badan Pengawas dilakukan terhadap desain maupun pada saat di konstruksi atau pemasangan. Hal ini perlu dilakukan mengingat pada saat pemasangan sering kali terjadi penyesuaian dengan kondisi di lapangan sehingga mengalami perubahan jalur pipa termasuk penempatan penyangga dan valve yang diperlukan. ISSN

9 Evaluasi terhadap sistem pemipaan digunakan program komputer seperti PS CAEPIPE, AUTO PIPE, CAESAR II diperlukan untuk melakukan analisis fleksibilitas dan analisis tegangan pada sistem pemipaan. Selain memperhitungkan parameter beban tetap, operasi dan beban dinamik, analisis yang dilakukan juga harus memperhitungkan faktor beban occasional akibat angin dan gempa. Data gempa harus sesuai dengan kondisi kegempaan atau seismisitas pada lokasi tapak PLTN yang akan dibangun. Standar keselamatan untuk evaluasi desain dan konstruksi sistem pemipaan PLTN menggunakan ASME section III untuk komponen nuklir dan standar keselamatan terkait seperti ASTM, API, serta harus memenuhi ketentuan keselamatan nasional yang diatur dalam Perka BAPETEN No. 3 Tahun 2011 tentang Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Daya. 4. KESIMPULAN Rencana pemerintah untuk membangun PLTN dimasa depan harus diikuti dengan kemampuan SDM dari Badan Pengawas untuk memastikan keselamatan dengan melakukan evaluasi atau verifikasi terhadap desain dan konstruksi sistem pemipaan PLTN. Dalam melakukan evaluasi yang sangat penting diperhatikan terhadap keselamatan sistem pemipaan adalah analisis fleksibilitas dan analisis tegangan. Mengingat sistem perpipaan PLTN merupakan pekerjaan yang besar dan kompleks, maka diperlukan suatu perangkat atau computer code untuk dapat membantu mempercepat pelaksanaan analisis perhitungan yang diperlukan. Untuk pembangkit listrik tenaga nuklir, standard perhitungan yang digunakan untuk menghitung momen dan gaya, displacement, sustain stress, expantion thermal stress, dan occasional stress baik akibat gempa atau angin digunakan ASME section III. Hasil perencanaan desain sistem perpipaan pada PLTN yang memenuhi standar keselamatan ASME section III dengan menggunakan program komputer yang teruji diharapkan dapat menjamin operasi sistem PLTN yang aman dan optimal. DAFTAR PUSTAKA [1]. M. VICTOR HELGUERO, Piping Stress Handbook Gulf Publishing Company, Houston, [2]. RASWARI, Teknologi dan Perencanaan Sistem Perpipaan UI-Press, [3]. PAUL R. SMITH THOMAS J.VAN LAAN Piping and Support System McGraw-Hill, [4]. SAM KANNAPAN,P.E Introduction to Pipe Stress Analysis John Wiley & Son. [5]. Perka BAPETEN No. 3 Tahun 2011 tentang Keselamatan Desain Reaktor Daya TANYA JAWAB : 1. Pertanyaan dari Sdr. Supardjo (BATAN ) a. Keselamatan desain sistem pemipaan banyak parameter yang harus dipenuhi, selain desainnya sendiri juga masalah material, kondisi operasi, material yang diproses, dll. Dari beberapa parameter itu bagaimana solusinya apabila terjadi perbedaan persepsi (masalah desain) antara user dengan pengawas? b. Bagaimana seandainya suatu instalasi yang sudah terpasang dan beroperasi beroperasi ternyata evaluasi tim pengawas terdapat kesalahan desain, solusinya bagaimana? ISSN

10 Jawaban : a. Pada dasarnya badan pengawas melakukan verifikasi atau perhitungan mandiri terhadap desain sistem pemipaan untuk memastikan bahwa sistem pemipaan PLTN yang akan dipasang/ dikonstruksi sudah didesain sesuai dengan peraturan dan standar keselamatan yang ditetapkan. Pihak pemegang izin akan diminta oleh pengawas menjelaskan hasil analisis desain sistem pemipaan, dan pengawas mengevaluasi berdasarkan hasil analisis mandiri. Apabila terjadi perbedaan persepsi maka kedua belah pihak akan melihat perbedaan yang ada dan mencocokkan dengan standar keselamatan yang berlaku dalam mencari kesepahaman. Apabila ada perbedaan hasil analisis antara pegang ijin dengan pengawas tidak masalah asalkan masih berada dibawah kondisi standar keselamatan yang harus dipenuhi. Apabila hasil analisis berada diatas kondisi yang diizinkan maka pihak pemegang ijin harus menghitung kembali dan menjelaskan kembali kepada pengawas. b. Apabila instalasi sudah terpasang dan beroperasi terdapat kesalahan desain. Badan pengawas akan menghentikan izin operasi. Pihak pemegang ijin diminta untuk melakukan evaluasi desain ulang pada kondisi operasi seperti apa fasilitas nuklir tersebut dapat dioperasikan dengan selamat sesuai dengan peraturan yang ditetapkan. Badan pengawas akan mempertimbangkan memberikan izin operasi kembali pada kondisi dibawah batas maksimum kondisi operasi yang selamat. 2. Pertanyaan dari Sdr. Sriyana (PPEN-BATAN) a. Apakah BAPETEN akan melakukan analisis pipa lagi jika dari vendor sudah mempunyai/ menerapkan standar ASME section 3 dimaksud? b. Bagaimana industri kita dalam hal transfer teknologi? Jawaban : a. Meskipun pihak vendor sudah melakukan analisis desain sistem pemipaan dengan menerapkan standar ASME section III, seharusnya BAPETEN tetap melakukan verifikasi dengan melakukan analisis sistem pemipaan terutama pada daerahdaerah yang kritis misalnya pada cold leg dan hot leg pipa yang mempunyai temperatur dan tekanan tinggi. Hal ini diperlukan untuk memastikan bahwa sistem pemipaan ini tidak bocor yang akan berdampak pada pelepasan produk fisi ke lingkungan. Analisis desain sistem pemipaan ini merupakan area yang rawan untuk perubahan pada saat pemasangan. b. Perihal transfer teknologi untuk pemilik PLTN biasanya dalam kontrak pegawai dikirim ke vendor dalam partisipasi desain PLTN. Untuk pengawas training dilakukan melalui kerjasama dengan badan pengawas yang sudah berpengalaman, atas dari Regulatory Technical Supoort Organization yang berpengalaman. 3. Pertanyaan dari Sdr. D.T.Sony Tjahyani (PTRKN-BATAN) Faktor apa saja yang digunakan dalam pengawasan desain sistem pemipaan selain allowable stress, karena sesuai dengan guide IAEA (missal NSG-1) hubungannya dengan PIE sistem pemipaan. Jawaban : Pada dasarnya struktur, sistem, dan komponen yang penting untuk keselamatan termasuk sistem pemipaan harus didesain dengan keandalan yang mencukupi sehingga mampu untuk melakukan fungsi keselamatan pada semua kondisi instalasi. Perihal ISSN

11 allowable stress dalam desain sistem pemipaan diperhitungkan terhadap bahaya internal dan eksternal yang ditetapkan dalam PIE. Semua aspek seperti kalau terjadi lecutan akibat kegagalan sistem pipa diperhitungkan terintegrasi dengan desain ergonomi SSK yang kemudian dibuat dalam wujud isometric drawing desain sistem pemipaan, yang dievaluasi dengan program Plant Desain Management System (PDMS). Seluruh desain SSK harus memenuhi persyaratan umum desain meliputi : desain keandalan struktur, sistem, dan komponen; desain kemudahan pengoperasian, perawatan, surveilan, dan inspeksi; desain kesiapsiagaan dan penanggulangan kedaruratan nuklir; desain kemudahan dekomisioning; desain proteksi radiasi; desain untuk faktor manusia (human factor and ergonomic ); dan desain untuk meminimalkan penuaan. 4. Pertanyaan dari Sdr. Raymon F (PT. KOBA TIN) a. Kenapa kajian hanya untuk pemipaan tidak yang lain? b. Siapa kira-kira pelakunya? Jawaban : a. Desain suatu sistem PLTN itu sangat komplek, untuk memperdalam hasil analisis yang lebih baik, maka kajian dapat dilakukan untuk setiap topik. Kali ini saya melakukan kajian sistem pemipaan sesuai dengan basic ilmu yang saya punya. Kemungkinan rekan-rekan lain dapat melakukan kajian dari sistem containment, sistem instrumentasi dan kendali, dan lain-lain yang semuanya membutuhkan perangkat dan ilmu yang berbeda. b. Untuk kajian pengawasan desain sistem pemipaan PLTN pelakunya dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir atau Regulatory Technical Support organization (RTSO). Sedangkan dari pihak pemilik PLTN pelakunya ya supplier PLTN dan pemilik PLTN itu sendiri, atau TSO untuk pemilik PLTN. 5. Pertanyaan dari Sdr. Rr Arum Puni Rijanti (PPEN-BATAN) a. Memerlukan waktu berapa lama dalam proses pengawasan desain pemipaan PLTN ini b. Biaya dibebankan kepada siapa, berapa biaya untuk pengawasan ini? Jawaban : a. Proses pengawasan terhadap desain sistem pemipaan, waktunya sejak pihak yang mengajukan ijin PLTN telah menyampaikan hasil analisis desain sebelum dikonstruksi sampai waktu yang telah ditetapkan dalam proses evaluasi ijin PLTN dalam tahap konstruksi selesai. b. Biaya untuk evaluasi desain sistem pemipaan PLTN yang dilakukan oleh Badan Pengawas dibiayai dari biaya izin yang dibayar oleh calon pemilik PLTN. Besarnya biaya untuk pengawasan ditetapkan dalam Biaya perijinan PLTN dalam PNBP BAPETEN. ISSN

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

EVALUASI DISAIN INSTALASI PIPA FRESH FIRE WATER STORAGE TANK

EVALUASI DISAIN INSTALASI PIPA FRESH FIRE WATER STORAGE TANK EVALUASI DISAIN INSTALASI PIPA FRESH FIRE WATER STORAGE TANK Ir. Budi Santoso, Ir. Petrus Zacharias PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK EVALUASI DISAIN INSTALASI

Lebih terperinci

ANALISA RANCANGAN PIPE SUPPORT PADA SISTEM PERPIPAAN DARI POMPA MENUJU PRESSURE VESSE DAN HEAT EXCHANGER DENGAN PENDEKATAN CAESARR II

ANALISA RANCANGAN PIPE SUPPORT PADA SISTEM PERPIPAAN DARI POMPA MENUJU PRESSURE VESSE DAN HEAT EXCHANGER DENGAN PENDEKATAN CAESARR II ANALISA RANCANGAN PIPE SUPPORT PADA SISTEM PERPIPAAN DARI POMPA MENUJU PRESSURE VESSE DAN HEAT EXCHANGER DENGAN PENDEKATAN CAESARR II Asvin B. Saputra 2710 100 105 Dosen Pembimbing: Budi Agung Kurniawan,

Lebih terperinci

BAB II LANDASAN TEORI

BAB II LANDASAN TEORI BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Pendahuluan Sejak dahulu manusia sudah mengenal sistem perpipaan, namun penggunaan sistem dan bahannya masih sangat sederhana, untuk memenuhi kebutuhan mereka secara pribadi ataupun

Lebih terperinci

Review Desain Condensate Piping System pada North Geragai Processing Plant Facilities 2 di Jambi Merang

Review Desain Condensate Piping System pada North Geragai Processing Plant Facilities 2 di Jambi Merang Review Desain Condensate Piping System pada North Geragai Processing Plant Facilities 2 di Jambi Merang Aulia Havidz 1, Warjito 2 1&2 Teknik Mesin, Departemen Teknik Mesin, Fakultas Teknik Universitas

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

ANALISA TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PERPIPAAN HEAVY FUEL OIL DARI DAILY TANK UNIT 1 DAN UNIT 2 MENUJU HEAT EXCHANGERDI PLTU BELAWAN

ANALISA TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PERPIPAAN HEAVY FUEL OIL DARI DAILY TANK UNIT 1 DAN UNIT 2 MENUJU HEAT EXCHANGERDI PLTU BELAWAN ANALISA TEGANGAN PIPA PADA SISTEM PERPIPAAN HEAVY FUEL OIL DARI DAILY TANK UNIT 1 DAN UNIT MENUJU HEAT EXCHANGERDI PLTU BELAWAN 1, Jurusan Teknik Mesin, Universitas Sumatera Utara, Jln.Almamater Kampus

Lebih terperinci

Analisa Rancangan Pipe Support Sistem Perpipaan dari Pressure Vessel ke Air Condenser Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan CAESAR II

Analisa Rancangan Pipe Support Sistem Perpipaan dari Pressure Vessel ke Air Condenser Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan CAESAR II 1 Analisa Rancangan Pipe Support Sistem Perpipaan dari Pressure Vessel ke Air Condenser Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan CAESAR II Andis Dian Saputro dan Budi Agung Kurniawan Jurusan Teknik

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

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Diagram Alir Diagram alir studi perencanaan jalur perpipaan dari tower DA-501 ke tower DA-401 dijelaskan seperti diagram alir dibawah ini: Mulai Memasukan Sistem Perpipaan

Lebih terperinci

BAB II LANDASAN TEORI

BAB II LANDASAN TEORI BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Pendahuluan Ribuan tahun yang lalu, sistem pipa sudah dikenal dan digunakan oleh manusia untuk mengalirkan air sebagai kebutuhan air minum dan irigasi. Jadi pada dasarnya sistem

Lebih terperinci

BAB VII PENUTUP Perancangan sistem perpipaan

BAB VII PENUTUP Perancangan sistem perpipaan BAB VII PENUTUP 7.1. Kesimpulan Dari hasil perancangan dan analisis tegangan sistem perpipaan sistem perpipaan berdasarkan standar ASME B 31.4 (studi kasus jalur perpipaan LPG dermaga Unit 68 ke tangki

Lebih terperinci

BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA

BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA 4.1. Data-data Awal ( input ) untuk Caesar II Adapun parameter-parameter yang menjadi data masukan (di input) ke dalam program Caesar II sebagai data yang akan diproses

Lebih terperinci

BAB V METODOLOGI. Mulai

BAB V METODOLOGI. Mulai BAB V METODOLOGI 5.1. Diagram Alir Pemodelan dan Pemeriksaan Tegangan, Defleksi, Kebocoran pada Flange, dan Perbandingan Gaya dan Momen Langkah-langkah proses pemodelan sampai pemeriksaan tegangan pada

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

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

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT JTM Vol. 04, No. 1, Februari 2015 14 ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT Sigit Mulyanto Program Studi Teknik Mesin Fakultas Teknik, Universitas Mercubuana Email: sigit_mulyanto@yahoo.co.id

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang Mengingat

Lebih terperinci

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA KP PERKA- 24 OKT 2014 RANCANGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA DIREKTORAT PENGATURAN PENGAWASAN INSTALASI DAN BAHAN NUKLIR BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR

Lebih terperinci

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT

ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT JTM Vol. 04, No. 1, Februari 2015 14 ANALISA TEGANGAN PIPA STEAM LOW CONDENSATE DIAMETER 6 PADA PT IKPT Sigit Mulyanto Program Studi Teknik Mesin Fakultas Teknik, Universitas Mercubuana Email :sigit_mulyanto@yahoo.co.id

Lebih terperinci

Laporan Tugas Akhir BAB II DASAR TEORI. 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa. 5th failure July 13

Laporan Tugas Akhir BAB II DASAR TEORI. 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa. 5th failure July 13 BAB II DASAR TEORI 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa 4th failure February 13 1st failure March 07 5th failure July 13 2nd failure Oct 09 3rd failure Jan 11 Gambar 2.1 Riwayat

Lebih terperinci

BAB III DATA PEMODELAN SISTEM PERPIPAAN

BAB III DATA PEMODELAN SISTEM PERPIPAAN BAB III DATA PEMODELAN SISTEM PERPIPAAN Dalam pemodelan sistem perpipaan diperlukan data-data pendukung sebagai input perangkat lunak dalam analisis. Data yang diperlukan untuk pemodelan suatu sistem perpipaan

Lebih terperinci

BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA

BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA BAB IV PENGUMPULAN DAN PENGOLAHAN DATA 4.1. Data-Data Awal Analisa Tegangan Berikut ini data-data awal yang menjadi dasar dalam analisa tegangan ini baik untuk perhitungan secara manual maupun untuk data

Lebih terperinci

FORMAT DAN ISI LAPORAN PENILAIAN KESELAMATAN BERKALA KONDISI TERKINI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN

FORMAT DAN ISI LAPORAN PENILAIAN KESELAMATAN BERKALA KONDISI TERKINI STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2015 TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN

Lebih terperinci

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.389, 2015 BAPETEN. Reaktor Nondaya. Keselamatan. Penilaian. Verifikasi. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2015 TENTANG VERIFIKASI DAN PENILAIAN

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

PERANCANGAN DAN ANALISA SISTEM PERPIPAAN PROCESS PLANT DENGAN METODE ELEMEN HINGGA

PERANCANGAN DAN ANALISA SISTEM PERPIPAAN PROCESS PLANT DENGAN METODE ELEMEN HINGGA PERANCANGAN DAN ANALISA SISTEM PERPIPAAN PROCESS PLANT DENGAN METODE ELEMEN HINGGA *Hendri Hafid Firdaus 1, Djoeli Satrijo 2 1 Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Diponegoro 2

Lebih terperinci

ANALISA TEGANGAN PIPA PADA TURBIN RCC OFF GAS TO PROPYLENE PROJECT

ANALISA TEGANGAN PIPA PADA TURBIN RCC OFF GAS TO PROPYLENE PROJECT ANALISA TEGANGAN PIPA PADA TURBIN RCC OFF GAS TO PROPYLENE PROJECT ( ROPP ) PERTAMINA BALONGAN MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II 5.10 Abstrak Telah dilakukan analisa tentang tegangan pipa pada turbin Rcc Off

Lebih terperinci

ASPEK-ASPEK PERPIPAAN YANG PENTING DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN PENDAHULUAN PLTN

ASPEK-ASPEK PERPIPAAN YANG PENTING DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN PENDAHULUAN PLTN ASPEK-ASPEK PERPIPAAN YANG PENTING DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN PENDAHULUAN PLTN Rahmat Edhi Harianto, Widia Lastana Istanto, Widi Laksmono, Tino Sawaldi Adi Nugroho Staf Direktorat Perizinan

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Minyak dan gas bumi merupakan suatu fluida yang komposisinya

BAB I PENDAHULUAN. Minyak dan gas bumi merupakan suatu fluida yang komposisinya BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Minyak dan gas bumi merupakan suatu fluida yang komposisinya tergantung pada sumbernya di dalam bumi, yang pada umumnya merupakan campuran senyawa kimia dengan

Lebih terperinci

PENGARUH GEMPA PATAHAN LEMBANG TERHADAP FLEKSIBILITAS PIPA DAN KEGAGALAN NOZEL PERALATAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

PENGARUH GEMPA PATAHAN LEMBANG TERHADAP FLEKSIBILITAS PIPA DAN KEGAGALAN NOZEL PERALATAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG Jurnal Fisika Vol. 1 No. 1, Mei 2011 15 PENGARUH GEMPA PATAHAN LEMBANG TERHADAP FLEKSIBILITAS PIPA DAN KEGAGALAN NOZEL PERALATAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG H. P. Rahardjo PTNBR

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

2011, No MEMUTUSKAN: Menetapkan : PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA. BAB I KETENTU

2011, No MEMUTUSKAN: Menetapkan : PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA. BAB I KETENTU No.535, 2011 BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR. Desain Reaktor Daya. Ketentuan Keselamatan. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 3 TAHUN 2011

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

PIPELINE STRESS ANALYSIS PADA ONSHORE DESIGN JALUR PIPA BARU DARI CENTRAL PROCESSING AREA(CPA) JOB -PPEJ KE PALANG STATION DENGAN PENDEKATAN CAESAR

PIPELINE STRESS ANALYSIS PADA ONSHORE DESIGN JALUR PIPA BARU DARI CENTRAL PROCESSING AREA(CPA) JOB -PPEJ KE PALANG STATION DENGAN PENDEKATAN CAESAR P3 PIPELINE STRESS ANALYSIS PADA ONSHORE DESIGN JALUR PIPA BARU DARI CENTRAL PROCESSING AREA(CPA) JOB -PPEJ KE PALANG STATION DENGAN PENDEKATAN CAESAR II P3 PIPELINE STRESS ANALYSIS ON THE ONSHORE DESIGN

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

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

TUGAS AKHIR. Analisa Kekuatan Sambungan Pipa Yang Menggunakan Expansion Joint Pada Sambungan Tegak Lurus

TUGAS AKHIR. Analisa Kekuatan Sambungan Pipa Yang Menggunakan Expansion Joint Pada Sambungan Tegak Lurus TUGAS AKHIR Analisa Kekuatan Sambungan Pipa Yang Menggunakan Expansion Joint Pada Sambungan Tegak Lurus Diajukan guna melengkapi sebagian syarat dalam mencapai gelar Sarjana Strata Satu (S1) Disusun Oleh

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang 1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN Di dunia industri terutama dibidang petrokimia dan perminyakan banyak proses perubahan satu fluida ke fluida yang lain yang lain baik secara kimia maupun non kimia.

Lebih 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

BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN

BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN 4.1 Perhitungan Ketebalan Minimum ( Minimum Wall Thickess) Dari persamaan 2.13 perhitungan ketebalan minimum dapat dihitung dan persamaan 2.15 dan 2.16 untuk pipa bending

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

I. PENDAHULUAN. yang memproduksi bahan kimia serta obat-obatan, dan juga digunakan dalam

I. PENDAHULUAN. yang memproduksi bahan kimia serta obat-obatan, dan juga digunakan dalam 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Sistem perpipaan merupakan bagian yang selalu ada dalam industri masa kini, misalnya industri gas dan pengilangan minyak, industri air minum, pabrik yang memproduksi

Lebih terperinci

TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA GAS DARI VESSEL SUCTION SCRUBBER KE BOOSTER COMPRESSOR DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II

TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA GAS DARI VESSEL SUCTION SCRUBBER KE BOOSTER COMPRESSOR DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA GAS DARI VESSEL SUCTION SCRUBBER KE BOOSTER COMPRESSOR DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II Diajukan guna melengkapi sebagian syarat dalam mencapai gelar Sarjana

Lebih terperinci

BAB III METODE PENELITIAN. Diagram alir studi perencanaan jalur perpipaan dari free water knock out. Mulai

BAB III METODE PENELITIAN. Diagram alir studi perencanaan jalur perpipaan dari free water knock out. Mulai BAB III METODE PENELITIAN 3.1. Diagram Alir ( Flow Chart ) Diagram alir studi perencanaan jalur perpipaan dari free water knock out (FWKO) ke pump suction diberikan pada Gambar 3.1 Mulai Perumusan Masalah

Lebih terperinci

PERANCANGAN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN AUXILIARY STEAM PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT

PERANCANGAN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN AUXILIARY STEAM PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT PERANCANGAN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN AUXILIARY STEAM PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT *Muchammad Akbar Ghozali 1, Djoeli Satrijo 2, Toni Prahasto 2 1 Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin, Fakultas

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : a. bahwa

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. dihidupkan kembali dengan menggunakan pompa atau gas. Gas lift merupakan

BAB I PENDAHULUAN. dihidupkan kembali dengan menggunakan pompa atau gas. Gas lift merupakan BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Sumur-sumur minyak yang laju produksinya sudah rendah atau bahkan sudah tidak mampu mengalirkan minyak ke permukaan dapat ditingkatkan / dihidupkan kembali

Lebih terperinci

2 instalasi nuklir adalah instalasi radiometalurgi. Instalasi nuklir didesain, dibangun, dan dioperasikan sedemikian rupa sehingga pemanfaatan tenaga

2 instalasi nuklir adalah instalasi radiometalurgi. Instalasi nuklir didesain, dibangun, dan dioperasikan sedemikian rupa sehingga pemanfaatan tenaga TAMBAHAN LEMBARAN NEGARA RI (Penjelasan Atas Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2012 Nomor 107) PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI

Lebih terperinci

Bab V Analisis Tegangan, Fleksibilitas, Global Buckling dan Elekstrostatik GRP Pipeline

Bab V Analisis Tegangan, Fleksibilitas, Global Buckling dan Elekstrostatik GRP Pipeline Bab V Analisis Tegangan, Fleksibilitas, Global Buckling dan Elekstrostatik GRP Pipeline 5.1 Analisis Tegangan dan Fleksibilitas Analisis tegangan dan fleksibilitas pipeline ini dilakukan dengan menggunakan

Lebih terperinci

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. dalam tugas akhir ini adalah sebagai berikut : Document/Drawing Number. 2. TEP-TMP-SPE-001 Piping Desain Spec

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. dalam tugas akhir ini adalah sebagai berikut : Document/Drawing Number. 2. TEP-TMP-SPE-001 Piping Desain Spec BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN 4.1 Data dan Sistem Pemodelan Sumber (referensi) data-data yang diperlukan yang akan digunakan untuk melakukan perancangan sistem pemipaan dengan menggunakan program Caesar

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

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 IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. melakukan perancangan sistem perpipaan dengan menggunakan program Caesar

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. melakukan perancangan sistem perpipaan dengan menggunakan program Caesar BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN 4.1 Data dan Sistem Pemodelan Sumber (referensi) data-data yang diperlukan yang akan digunakan untuk melakukan perancangan sistem perpipaan dengan menggunakan program Caesar

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk

Lebih 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

Bab 1 Pendahuluan 1.1 Latar Belakang

Bab 1 Pendahuluan 1.1 Latar Belakang Bab 1 Pendahuluan 1.1 Latar Belakang Bahan bakar fosil yang terdiri atas gas dan minyak bumi masih menjadi kebutuhan pokok yang belum tergantikan sebagai sumber energi dalam semua industri proses. Seiring

Lebih terperinci

2012, No Instalasi Nuklir, Reaktor Nuklir, dan Bahan Nuklir adalah sebagaimana dimaksud dalam Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Keten

2012, No Instalasi Nuklir, Reaktor Nuklir, dan Bahan Nuklir adalah sebagaimana dimaksud dalam Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Keten LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.107, 2012 NUKLIR. Instalasi. Keselamatan. Keamanan. (Penjelasan Dalam Tambahan Lembaran Negara Republik Indonesia Nomor 5313) PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA

Lebih terperinci

LAPORAN TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA PROCESS LIQUID DARI VESSEL FLASH SEPARATOR KE CRUDE OIL PUMP MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II

LAPORAN TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA PROCESS LIQUID DARI VESSEL FLASH SEPARATOR KE CRUDE OIL PUMP MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II LAPORAN TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN SISTEM PIPA PROCESS LIQUID DARI VESSEL FLASH SEPARATOR KE CRUDE OIL PUMP MENGGUNAKAN PROGRAM CAESAR II Diajukan Guna Memenuhi Syarat Kelulusan Mata Kuliah Tugas Akhir

Lebih terperinci

BAB V ANALISA HASIL. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut :

BAB V ANALISA HASIL. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut : BAB V ANALISA HASIL 5.1. Evaluasi Perhitungan Secara Manual 1. Tegangan-tegangan utama maksimum pada pipa. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut : - Diameter luar pipa (Do)

Lebih terperinci

Analisa Rancangan Pipe Support pada Sistem Perpipaan High Pressure Vent Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan Caesar II

Analisa Rancangan Pipe Support pada Sistem Perpipaan High Pressure Vent Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan Caesar II JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) F-168 Analisa Rancangan Pipe Support pada Sistem Perpipaan High Pressure Vent Berdasarkan Stress Analysis dengan Pendekatan

Lebih terperinci

FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Batasan dan Kondisi Operasi Reaktor Nondaya

FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Batasan dan Kondisi Operasi Reaktor Nondaya LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA FORMAT DAN ISI BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA I. Kerangka Format

Lebih terperinci

BAB II LANDASAN TEORI

BAB II LANDASAN TEORI BAB II LANDASAN TEORI Dalam sejarah kehidupan umat manusia yang sudah berjalan selama puluhan ribu tahun lamanya, seni mendisain dan membangun jaringan Pemipaan sudah dikenal berabad-abad lalu. Awal mulanya,

Lebih terperinci

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (LOW PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (LOW PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (LOW PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT *Riza Armansyah 1, Djoeli Satrijo 2, Toni Prahasto 2 1 Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik,

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang : bahwa untuk melaksanakan

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang: bahwa untuk melaksanakan

Lebih terperinci

TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN JALUR PIPA UAP PADA PROYEK PILOT PLANT

TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN JALUR PIPA UAP PADA PROYEK PILOT PLANT TUGAS AKHIR ANALISA TEGANGAN JALUR PIPA UAP PADA PROYEK PILOT PLANT Diajukan Guna Memenuhi Syarat Kelulusan Mata Kuliah Tugas Akhir Pada Program Sarjana Starta Satu (S1) Disusun Oleh : Nama : Abdul Latif

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

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (HIGH PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (HIGH PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN SISTEM PERPIPAAN MAIN STEAM (HIGH PRESSURE) PADA COMBINED CYCLE POWER PLANT *Muhammad Zainal Mahfud 1, Djoeli Satrijo 2, Toni Prahasto 2 1 Mahasiswa Jurusan Teknik Mesin, Fakultas

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

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

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM PERPIPAAN LEPAS PANTAI UNTUK SPM 250,000 DWT

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM PERPIPAAN LEPAS PANTAI UNTUK SPM 250,000 DWT Available online at Website http://ejournal.undip.ac.id/index.php/rotasi DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM PERPIPAAN LEPAS PANTAI UNTUK SPM 250,000 DWT *Toni Prahasto a, Djoeli Satrijo a, I Nyoman

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang: bahwa untuk melaksanakan

Lebih terperinci

ANALISA TEGANGAN STATIK SISTEM PERPIPAAN PADA TANGKI MINYAK (OIL TANK) DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II v.5.10

ANALISA TEGANGAN STATIK SISTEM PERPIPAAN PADA TANGKI MINYAK (OIL TANK) DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II v.5.10 ANALISA TEGANGAN STATIK SISTEM PERPIPAAN PADA TANGKI MINYAK (OIL TANK) DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II v.5.10 SKRIPSI Skripsi Yang Diajukan Untuk Melengkapi Syarat Memperoleh Gelar Sarjana Teknik

Lebih terperinci

BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR

BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR 27 BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR 4.1 Pemilihan Sistem Pemanasan Air Terdapat beberapa alternatif sistem pemanasan air yang dapat dilakukan, seperti yang telah dijelaskan dalam subbab 2.2.1 mengenai

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

ANALISA TEGANGAN PIP A DENGAN BAHAN PIP A NON METALIK DALAM SISTEM PEMIPAAN

ANALISA TEGANGAN PIP A DENGAN BAHAN PIP A NON METALIK DALAM SISTEM PEMIPAAN Proseding Pertemuan IImiah Rekayasa Perangkat Nuklir ANALISA TEGANGAN PIP A DENGAN BAHAN PIP A NON METALIK DALAM SISTEM PEMIPAAN Ir.Budi Santoso \ Ir. Petrus Zacharias2 1.2Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir,

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Dalam tugas akhir ini akan dilakukan perancangan bejana tekan vertikal dan simulasi pembebanan eksentrik pada nozzle dengan studi kasus pada separator kluster 4 Fluid

Lebih 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

2 BAB II TEORI. 2.1 Tinjauan Pustaka. Suatu sistem perpipaan dapat dikatakan aman apabila beban tegangan

2 BAB II TEORI. 2.1 Tinjauan Pustaka. Suatu sistem perpipaan dapat dikatakan aman apabila beban tegangan 2 BAB II TEORI 2.1 Tinjauan Pustaka Suatu sistem perpipaan dapat dikatakan aman apabila beban tegangan yang terjadi mempunyai nilai rasio lebih kecil atau sama dengan 1 dari tegangan yang diijinkan (allowable

Lebih terperinci

PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR

PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR Farid Noor Jusuf, Suci Prihastuti, Dahlia C. Sinaga Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir ABSTRAK

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

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

DAFTAR ISI. i ii iii iv vi v vii

DAFTAR ISI. i ii iii iv vi v vii DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... HALAMAN PENGESAHAN... HALAMAN PERNYATAAN... NASKAH SOAL... HALAMAN PERSEMBAHAN... INTISARI... KATA PENGANTAR... DAFTAR ISI... DAFTAR GAMBAR... DAFTAR TABEL... DAFTAR LAMPIRAN...

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

Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS

Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS 15. Pertahanan berlapis merupakan penerapan hierarkis berbagai lapisan peralatan dan prosedur untuk menjaga efektivitas penghalang fisik yang ditempatkan di

Lebih terperinci

Analisa Pemasangan Ekspansi Loop Akibat Terjadinya Upheaval Buckling pada Onshore Pipeline

Analisa Pemasangan Ekspansi Loop Akibat Terjadinya Upheaval Buckling pada Onshore Pipeline Sidang Tugas Akhir Analisa Pemasangan Ekspansi Loop Akibat Terjadinya Upheaval Buckling pada Onshore Pipeline HARIONO NRP. 4309 100 103 Dosen Pembimbing : 1. Dr. Ir. Handayanu, M.Sc 2. Yoyok Setyo H.,ST.MT.PhD

Lebih terperinci

4 BAB IV PERHITUNGAN DAN ANALISA

4 BAB IV PERHITUNGAN DAN ANALISA 4 BAB IV PERHITUNGAN DAN ANALISA 4.1 Data Penelitian Data material pipa API-5L Gr B ditunjukkan pada Tabel 4.1, sedangkan kondisi kerja pada sistem perpipaan unloading line dari jetty menuju plan ditunjukan

Lebih terperinci

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM OFFSHORE PIPELINE

DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM OFFSHORE PIPELINE DESAIN DAN ANALISIS TEGANGAN PADA SISTEM OFFSHORE PIPELINE AKIBAT PENGARUH BEBAN ARUS DAN GELOMBANG LAUT DI PT. PERTAMINA (PERSERO) UNIT PENGOLAHAN VI BALONGAN MENGGUNAKAN METODE ELEMEN HINGGA *Felix Wahyu

Lebih terperinci

PEMASANGAN STRUKTUR RANGKA ATAP YANG EFISIEN

PEMASANGAN STRUKTUR RANGKA ATAP YANG EFISIEN ANALISIS PROFIL CFS (COLD FORMED STEEL) DALAM PEMASANGAN STRUKTUR RANGKA ATAP YANG EFISIEN Torkista Suadamara NRP : 0521014 Pembimbing : Ir. GINARDY HUSADA, MT FAKULTAS TEKNIK JURUSAN TEKNIK SIPIL UNIVERSITAS

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 5 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DALAM UTILISASI DAN MODIFIKASI REAKTOR NONDAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 5 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DALAM UTILISASI DAN MODIFIKASI REAKTOR NONDAYA SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 5 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DALAM UTILISASI DAN MODIFIKASI REAKTOR NONDAYA DENGAN

Lebih terperinci

Bab 4 Pemodelan Sistem Perpipaan dan Analisis Tegangan

Bab 4 Pemodelan Sistem Perpipaan dan Analisis Tegangan Bab 4 Pemodelan Sistem Perpipaan dan Analisis Tegangan Pada bab ini akan dilakukan pemodelan dan analisis tegangan sistem perpipaan pada topside platform. Pemodelan dilakukan berdasarkan gambar isometrik

Lebih terperinci

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. Ketebalan pipa dapat berbeda-beda sesuai keadaan suatu sistem perpipaan.

BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN. Ketebalan pipa dapat berbeda-beda sesuai keadaan suatu sistem perpipaan. BAB IV ANALISA DAN PEMBAHASAN 4.1 Perhitungan dan Analisa Tegangan 4.1.1 Perhitungan Ketebalan Minimum Ketebalan pipa dapat berbeda-beda sesuai keadaan suatu sistem perpipaan. Perbedaan ketebalan pipa

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

PERHITUNGAN TEGANGAN PIPA DARI DISCHARGE KOMPRESOR MENUJU AIR COOLER MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II 5.10 PADA PROYEK GAS LIFT COMPRESSOR STATION

PERHITUNGAN TEGANGAN PIPA DARI DISCHARGE KOMPRESOR MENUJU AIR COOLER MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II 5.10 PADA PROYEK GAS LIFT COMPRESSOR STATION JTM Vol. 05, No. 2, Juni 2016 50 PERHITUNGAN TEGANGAN PIPA DARI DISCHARGE KOMPRESOR MENUJU AIR COOLER MENGGUNAKAN SOFTWARE CAESAR II 5.10 PADA PROYEK GAS LIFT COMPRESSOR STATION Arief Maulana Jurusan Teknik

Lebih terperinci

BAB V ANALISA HASIL. 1. Tegangan-tegangan utama maksimum pada pipa. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut :

BAB V ANALISA HASIL. 1. Tegangan-tegangan utama maksimum pada pipa. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut : BAB V ANALISA HASIL 5.1. Evaluasi Perhitungan Secara Manual 1. Tegangan-tegangan utama maksimum pada pipa. Dari hasil perhitungan awal dapat diketahui data-data sebagai berikut : - Diameter luar pipa (Do)

Lebih terperinci

RANCANGAN PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR...TAHUN... TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR

RANCANGAN PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR...TAHUN... TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR RANCANGAN PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR...TAHUN... TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI NUKLIR DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang : bahwa untuk

Lebih terperinci

1. Project Management Awareness

1. Project Management Awareness 1. Project Management Awareness Pelatihan ini diberikan kepada para Executive perusahaan dalam pemahaman siklus project dan proses mangement proyek, disini akan diberikan dasar-dasar tentang project management.

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

JAMINAN MUTU UNTUK PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN

JAMINAN MUTU UNTUK PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN JAMINAN MUTU UNTUK PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN Syahrudin PSJMN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, GD71, Lt.2,Cisauk, Tangerang Abstrak Jaminan Mutu untuk Persiapan Pembangunan PLTN. Standar sistem manajemen terus

Lebih terperinci