PERHITUNGAN KEBOLEHJADIAN GAGAL SISTEM PEMINDAH PANAS SISA REAKTOR PLTN JENIS BWR. M Salman Suprawardhana Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "PERHITUNGAN KEBOLEHJADIAN GAGAL SISTEM PEMINDAH PANAS SISA REAKTOR PLTN JENIS BWR. M Salman Suprawardhana Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta"

Transkripsi

1 PERHITUNGAN KEBOLEHJADIAN GAGAL SISTEM PEMINDAH PANAS SISA REAKTOR PLTN JENIS BWR M Salman Suprawardhana Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta D T Sony Tjahyani Fak. Teknik Universitas Gadjah Mada Yogyakarta ABSTRAK Telah dapat dihitung besar kebolehjadiangagal sistem penyemprot teras reaktor air mend~dih (o BoilingWater Reaktor = BWR") dengan menggunakan analisis pohon kegagalan. Sistem peroindahpanas sisa teras reaktor BWR meropunyairedudansi dua berfungsi untuk mendinginkan teras manakala terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin (WLoss of Coolant Accident = LOCAfl). Model pohon kegagalan sistem pemindah panas sisa reaktor disusun dengan perandaian kejadian puncak atau TOP EVENT" adalah tidak menyeroprotnyaair dari salah satu sistem pemindah panas sisa ke teras reaktor. Didapatkan hasil kebolehjadian gagal sistem pemindah panas sisa reaktor PLTN BWR sebesar 2,06 x E-2 per permintaan selama operasi. ABSTRACT The Boiling Water Reactor core spray systems probability failure using fault tree analysis has been calculated. The core spray systems has two redundance is used for core cooling to remove residual'heat when loss of coolant accident happen. The top event of core spray systems is ~ne out of two core spray systems failed to operate. The failure probability of the Boiling Reactor Power Plant residual removal systems during operation being analyzed is 2,06 x 10-2 per demand. 409

2 410 I. PENDAHULUAN Reaktor PLTN jenis BWR adalah satu jenis reaktor daya yang digunakan sebagai Pembangkit Tenaga Listrik (PLTN) dengan menggunakan daur langsung, yaitu air pendingin yang digunakan untuk mend~nginkan teras/mengambil panas teras langsung dibentuk menjadi uap bertekanan tinggi sekitar 1000 psi dan suhu tinggi sekitar 290 C. Selanjutnya uap tekanan tinggi dan suhu tinggi dipakai untuk memutar turbin yang dihubungkan generator listrik untuk selanjutnya akan menimbulkan daya listrik. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan lingkungan selama reaktor beroperasi dan saat terjadi kecelakaan diperlukan sistem-sistem penunjang yaitu sistem bantu dalam keadaan normal) - sistem bantu dalam keadaan tidak normal. Sistem bantu dalam keadaan tidak normal antara lain terdapat sistem pending in panas sisa reaktor yang mendinginkan reaktor manakala terjadi kecelakaan. Pada umumnya analisis kecelakaan PLTN dimulai dari kejadian awal yaitu terjadinya kehilangan air pendingin (LOCA). Pada gambar (1) dapat dilihat diagram pohon kejadian dari rentetan kejadian pada suatu PLTN dengan kejadian awal adalah terjadinya LOCA. Analisis memberikan bahwa untuk. menjamin keselamatan operasi maka apabila terjadi kejadian awal harus diikuti oleh suksesnya sistem penunjang yang lain yaitu suksesnya sistem-sistem : a) pemancung reaktor ("scram/reaktor protection system"), b) penurunan tekanan uap, c) penyedia air, d) penyemprot teras, e) pembebas tekanan otomatis,

3 f) injekai pendingin tekanan rendah, g) dan pendinginan pengungkung. Besarnyakebolehjadian terjadinya kegagalan atau harga satu dikurangi kebolehjadian suksesnya kerja sistem dapat dihitung dengan menggunakan penyusunan model pohon kegagalan sistem. Akibat dari terjadinya kegagalan dapat dihitung risiko yang ditimbulkannya apakah menjadikan teras tidak meleleh (TTM) atau teras meleleh (TM). TTf1 TTt1 TM T11 Tt1 n1 no]. ad,e &- n bc f aad i gagal kebolehjadian LOCA.c.d.e.g LOCA.b LOCA.a LOCA.g LOCA.c.g LOCA.c.d.g LOCA.c.d.f.g risiko K e j Tn'! Gambar 1. Pohon kejadian dari anal is is suatu kecelakaan PLTN dengan kejadian awal LOCA

4 ~12 II. SISTEM PENYEMPROT/PENYIRAM TERAS C CORE SPRAY SYSTEM) 11.1 Diagram alir sistero penyeroprot teras Sistero penyeroprot teras reaktor adalah sistero pendingin yang digunakan untuk roendinginkan teras reaktor roanakala terjadi kecelakaan; hal ini digunakan untuk roenghindari agar teras reaktor tidak roeleleh akibat adanya panas sisa di dalam teras yang berasal dari peluruhan sinar gamma dan beta. Sistero ini terdiri atas dua subsistero (A & B) yang saling tak gayut satu sama lain,roasing-roasing subsistero roampu roencegah roelelehnya teras bila LOCA (keadaan transien) terjadi. Bila ada sinyal penurunan tekanan bersamaan dengan sinyal penurunan perroukaanair dalam bejana reaktor atau kenaikan tekanan pada "drywell", roaka sinyal terse but akan roenjalankan kedua subsistero A dan B. Bersamaan dengan itu pula "Diesel Generator" dan 'Emergency Gas Turbin" dijalankan sebagai cadangan jika daya AC norroal gagal, katup pengisap CS-2 (B) roerobuka,sedangkan katup CS-21A (B) tertutup Cdalamkeadaan norroal katup pengisap selalu roerobukadan katup test tertutup). Pada gambar (2) dapat dilihat diagram alir sistero penyeroprot teras. Apabila daya AC norroal tersedia, roaka sistero dapat dijalankan dengan segera. Tetapi bila tidak tersedia, akan tertunda beberapa saat sampai generator darurat (Emergency Generator),roencapai kecepatan penuh. Ketika kedua poropa berjalan, pendingin tidak lansung diseroprotkan ke dalam teras reaktor, tetapiroenunggu sampai tekanan reaktor kurang dari 300 psig, yang roerupakan sinyal untuk roerobuka "Admission Valve". Sebeluro tekanan reaktor roencapai 300,psi, pendingin dikerobalikan ke suppression pool roelalui jalur by pass.

5 ~13 Setelah se~ua syarat terpenuhi air dari suppression pool melalaui CS-1A (B), CS 2A (B) di pompa CS-A (B), kemudian melalui CS-4A (B), CS-5A (B), CS-6A (B), CS-7A (B) disemprotkan ke teras reaktor melalui nozzle yang mengelilingi teras reaktor. Air masuk ke perangkat bahan bakar kemudian berkumpul di Drywell dan akhirnya kembali ke Suppression Pool Sistem penyemprot teras Prinsip kerja/diagram alir sistem penyemprot teras adalah sebagai berikut : 1. Setiap subsistem (A atau B) menerima logikakontrol/ "Control Logic" daya DC dari sumber baterai yang berbeda, demikian juga untuk menggerakkan pompa ataupun motor penggerak katup memperoleh sumber daya AC yang berbeda (bila daya normal gagal)~ subsistem A dari bus Generator sedangkan subsistem B dari Turbin (Gas Turbin). 2. Seluruhkomponen untukomponen baik AC daya terbagi dalam tergabung satutetapi maupun pemutus rangkain tidak dalam beberapa bus, Pada DC. ACterdapat pengaman rangkaian ("Circuit Breaker = CB"). 3. Komponen yang digunakan dalam setiap subsistem masing-masing dengan kapasitas 100 ~. 4. a. Dalam keadaan normal sumber air diambil dari "Suppression Pool ( gallon)", sumber alternatif kedua diambil dari tangki penyimpan kondensat (Condensate Storage Tank), tetapi hal ini jarang dilakukan karena digerakkan secara manual dan terletak pada ruang yang berradiasi tinggi.

6 414 b. Torus pengisapan pada Supprssion Pool ada tiga tempat (Torus A, B dan C). 5. Keadaan yang dipantau sebagai sinyal untuk menjalankan sistem adalah : a. Turunnya permukaan air pada bejana reaktor (48") disensor empat buah piranti. b. Turunnya tekanan dalam bejana reaktor (350 psig) disensor empat buah piranti. c. Naiknya tekanan dalam drywell (2 psi) disensor dipantau dengan empat buah piranti. d. Sinyal sebagai pembuka "Admission Valve" bila tekanan dalam bejana reaktor 300 psig (dipantau oleh dua piranti). 6. a. Turunnya permukaan air dalam bejana reaktor dan naiknya tekanan di Drywell berdasarkan logika "one out of two". b. Turunnya tekanan dalam bejana reaktor c. berdasarkan logika "one out of two", tetapi empat piranti tersebut dihubungkan ke dalam delapan kontak. Pembuka "Admission' Val vet. berdasarkan logika "one out of two". 7. Sistem dapat juga digerakkan secara manual bila tekanan bejana reaktor dikurangi dengan Manual Pressure Relief. 8. Katup yang digerakkan dengan motor (karena adanya sinyal) ialah katup CS-2A (B),Cs-4A (B),CS-5A (B), dan CS-2A (B), sedangkan katup lainnya selalu dalam keadaan terbuka yaitu CS-1A (B), CS-3A (B),CS-6A (B), CS-7A (B), CS-25A (B), CS-26A (B), CS-27A (B), CS-28A (B) dan CS-30A (B). 9. Pada' prinsipnya rangkaian kontrol untuk subsistem A dan B adalah sarna, hanya terdapat perbedaan sedikit antara lain: a. Rangkaian trip pompa A dan B

7 -i-15 b. Rangkaian yang menuju rele 115A dan 115B tidak sarna 10. Satu rele tidak harus untuk satu subsistem, tetapi juga dipergunakan dengan subsistem lainnya misalnya : - Rele 134A kontak 1 & 2 untuk rangkaian A, sedangkan 3 & 4 untuk rangkaian B. - Rele 134B kontak 3 & 4 untuk rangkaiaan A, sedangkan kontak 1 & 2 untuk rangkaian B. 11. Jenis-jenis rangkaian : a. Rangkaian ACA-1 untuk rangkaian katup CS-2A, CS-4A, CS-5A, CS-21A. b. Rangkaian ACB-1 untuk menggerakkan katup CS-2B, CS-4B, CS-5B, Cs-21B. c. Rangkaian ACA-2 untuk menjalankan pompa CS-2A, Rele 27-6A, Rele 27-6B. d. Rangkaian ACB-2 untuk menjalankan pompa CS-B, Rele 27-5A, Rele 27-5B. e. Rangkaian DCA-1 untuk sinyal kontrol katup CS-2A, CS-4A~ CS-5A, CS-21A. T. Rangkaian DCB-1 untuk sinyal kontrol kat up CS-2B, CS-4B, CS-5B, CS-21B..g. Rangkaian DCA-2 untuk sinyal kontrol pompa CS-A. h. Rangkaian DCB-2 untuk sinyal kontrol pompa CS-B. i. Rangkaian DCA-3 untuk sinyal kontrol rele (diawali dengan kode 932/1430); 102A, 103A, 104A, 105A, 106A, 107A, 108A, 110A, 111A, 112A,115A, 116A, 118A, 121A, 125A, 126A, 130A, 134A, 311A, 312A, 313A. j. Rangkaian DCB-3 untuk sinyal kontrol rele (diawali dengan kode 933/1430): 103A, 104B, 105B, 106B, 107B, 108B, 111B, 112B, 116B, 118B, 121B, 125B, 126B, 130B, 130B, 134B, 311B, 312B. k. Rangkaian DCA-4 untuk sinyal kontrol rele

8 (diawali dengan kode 932/1530): 108 dan Rangkaian DCB-4 untuk sinyal kontrol (diawali dengan kode 933/1530): 208 dan 209. rele III. POHON KEGAGALAN Diagram pohon kegagalan sistem penyemprot dianalisis berdasar pada perandaian: - kejadian puncak adalah gagalnya sistem penyemprot teras saat diminta - sumber pendingin diambil dari "suppression pool", - kemungkinan pipa bocor/retak diabaikan Berdasar pada perandaian tersebut diatas dapat disusun rangkaian kegagalan sebagai berikut 1) Kejadian puncak untuk setiap subsistem ialah sistem penyemprot teras rangkaian A atau B gagal beroperasi disebabkan oleh gagalnya salah satu dari : - Rangkaian tidak berfungsi karena untuk test/perawatan. - Tidak ada aliran melalui No~zle penyemprot teras disebabkan "." ( "." artinya adalah salah satu hal berikut ) * Nozzle penyemprot teras tersumbat * Tidak ada aliran melalui katup CS-7A (B) disebabkan "." - Katup CS-7 A (B) tertutup - Tidak ada aliran melalui katup CS6 A (B). Demikian seterusnya secara mundur sesuai dengan jalannya aliran atau secara umum untuk peristiwa "Tidak Ada Aliran Melalui Katup" disebabkan "." : - Katup tersebut tertutup (gagal) - Tidak ada aliran melalui katup sebelumnya. Sedangkan peristiwa "Katup Tertutup" dapat diuraikan lebih lanjut tergantung dari jenis katupnya

9 2) 3) (digerakkan dengan rootor atau tidak). Kegagalan pada katup yang selalu terbuka (gagal roenjadi tertutup: CS-1A (B), CS-3A (B), CS-6A(B), CS-7A (B), CS-25A (B), CS-26A (B), CS-7A (B), CS-28A (B), CS-30A (B) ) disebabkan "." : - Kegagalan roekanik - Tidak berfungsi karena untuk test/perawatan. Untuk katup yang dioperasikan dengan rootor (CS-2A(B), CS-4A (B), CS-5A (B), CS-21A (B), gagal berarti tertutup, kecuali untuk CS-21A (B), gagal berarti terbuka. Kegagalan katup CS-4A (B) dan CS-5A (B) disebabkan Kesalahan operator selama kecelakaan (LOCA) - Katup gagal saatdibutuhkan, untuk CS-4A disebabkan "x" ("x '. artinya karena seroua berikut) : * Kesalahan operator sebelum kecelakaan * Katup roeroanggaga 1 saat dibutuhkan disebabkan (B) hal - Kegagalan roekanik dan'untai elektronik - Kehilangan daya AC - Katup tidak berfungsi karena untuk test/perawatan - Tidak ada sinyal untuk roenjalankan. Sedangkan untuk katub CS-5A (B) faktor "Kesalahan Operator Sebeluro Kecelakan" tidak ada, tetapi faktorfaktor lainnya CS-4A (B). Pada katup CS-2A (B) dan CS-21A (B) faktor "Kesalahan Operator Selaroa Kecelakaan" tidak ada, sedangkan faktor lainnya seperti pada katup CS4A (B). 4) Kegagalan "Tidak Ada Sinyal untuk Menjalankan" disebabkan '"." - Kontak rele sebagai jalan sinyal ke kat up gaga 1 (tidak dapat menutup)

10 - Kehilangan daya C Pemutus rangkaian (CB) yang menuju katup g~gal. 5) "Kontak Rele Sebagai Jalan Sinyal Gagal" disebabkan " + " : - Kontak memang gagal - Rele gagal bekerja walaupun dayanya tersedia - Tidak ada sinyal untuk menjalankan rele tersebut. 6) "Tidak Ada Sinyal untuk Menjalankan Rele" disebabkan "+" : - Kontak rele sebagai jalan sinyal (seperti peristiwa 6) dari rele sebelumnya gagal - Kehilangan daya DC. 7) Tidak adanya sinyal setelah sampai pada sensor ada empat jenis yaitu : Tidak ada sinyal yang menuju rele 108, 109, 208, disebabkan "+" : * Pada Drywell tidak terjadi tekanan yang tinggi (kenaikan tekanan) * Kehilangan daya DC * Saklar tekanan gagal tekanan disebabkan "+" : - Saklar tidak berfungsi perawatan - Kalibrasi kurang teliti - Saklar tekanan gagal. mensensor karena untuk kenaikan - Tidak ada sinyal yang menuju rele 118 A, 118 B disebabkan "+" * Pada bejana reaktor tidak terjadi tekanan yang rendah (penurunan permukaan sampai 300 psi) testl * Kehilangan daya DC * Saklar tekanan gagal mensensor penurunan permukaan - Tidak ada sinyal yang menuju rele 108 A, 108 B, 130 A, 130 B disebabkan "+" : * Pada bejana reaktor tidak terjadi tekanan yang

11 419 rendah (penurunan tekanan'sampai 350 psi) * Kehilangan daya DC * Saklar tekanan gagal menyensor penurunan permukaan 8) 'Tidak Ada Aliran Melalui pompa CS-A ( B).' disebabkan.'." : 9) - Tidak ada aliran melalui katup CS-2A (B). - Pompa CS-A( B) gagal beroperasi disebabkan.'+" * Pompa CS-A (B) memang gagal * Sinyal trip palsu menuju pompa diuraikan lebih lanjut berdasarkan kontrol "Pompa C-A (B) Gagal" disebabkan.,+ : rangkaian - Tidak ada sinyal untuk menjalankan 'c" pompa - Kegagalan mekanik dan untai elektronik. - Kehilangan day a AC. - Pompa tidak berfungsi karena untuk test/perawatan - Tidak ada pendingin motor 10) Untuk menjalankan : * & Pompa 2 rele kontak 1 CS-B CS-A berdasarkan dari 115 kontak sinyal rele B. A. 7 dari & 82 kontak rele p 15 & 6 * * Pompa CS-2 CS-2 CS-4 CS-5A B A CS-A (B)

12 420 * CS-21 A berdasarkan sinyal dari kontak 5 & 6 rele 126 A. * CS-21 B berdasarkan sinyal dari kontak 5 & 6 rele 126 B. 11) "Kegagalan Kontak 4 & 8 Rele 125 A (B)" (gagal menutup) Kegagalannya disebabkan "+" - Kontak memang gagal - Ada sinyal pada rele 125 A (B) disebabkan "+" * Kontak 1 & 7 rele 125 (B) tidak dapat membuka sempurna. * Kontak 4 & 4 T saklar 308 A tertutup (untuk rele 125 A). * Kontak 3 & 3 T saklar 308 B tertutup (untuk rele 125 B). 12) "Kontak 1 & 7 Rele 102 A Gagal Menutup" disebabkan lit + " : - Kontak memang gagal. Rele 102 A gagal dihilangkan dayanya. - Tidak ada sinyal menuju"rele 102 A disebabkan "+" : * Saklar pengunci dalam keadaan trip disebabkan " +., : - Kontak 1 & 2 saklar pengunci 313 A gagal - Kesalahan operator saklar ditempatkan dalam keadaan trip. * Kontak 7 & 8 rele LNP-2A gagal menutup disebabkan n+": - Kontak 7 & 8 rele LNP-2A memang gagal - Rele LNP-2A gaga 1 dihilangkan dayanya - Kehilangan daya normal. Dengan berdasarkan hal-hal tersebut mengenai diagram alir sistem dan rangkaian kontrol maka dapat disusunlah secara lengkap pohon kegagalan seperti pada lampiran. Dan dengan data-data laju kegagalan setiap komponen dari

13 421 komponen yang bersangkutan maka dengan menggunakan program komputer POFTA dapatlah dihitung besar kebolehjadian gagal sistem pemindah panas sisa reaktor PLTN BWR adalah sebesar : 2,06 x E-2 per permintaan selama operasi. IV. KESIMPULAN Dengan menggunakan program POFTA dan dilakukan pendekatan-pendekatan maka dapat diambil beberapa kesimpulan sebagai berikut : 1. Ketidaktersediaan sistempenyemprotan teras (Core Spray System) dari reaktor air mendidih (BWR) dalam hal ini diambil sampel dari BWR /3 pada operasi jam ialah antara 9,942E-3 sampai 2,063E-2 dan sebagai harga konservatisme dapat diambil harga 2,06 E-2, sehingga harga keandalannya = 9,794E Sistem penyemprot teras dari reaktor air mendidih (BWR) cukup andal, karena dari perhitungan diperoleh: a. Pada minimal cut set tidak ada yang hanya terdiri atas 1 komponen. b. Penyumbang terbesar 3,24E-4 3. Dalam sistem ini yang perlu mendapat perhatian adalah kehilangan daya AC maupun DC pada setiap rangkaian, oleh karena itu harga keandalan tersedianya daya AC dan DC harus ditingkatkan.

14 10 _ )\ ttn. 5'"'''' IIUllt~ ('; ~5 (')-2.6c.s-c: c..s-2.8 AlB) AlD) A(5) Al~) (.:,- )OA l~) I\) I\) Gambar 2. Diagram Aliran Sistem Penyemprot Teras

15 V. DAFTAR PUSTAKA 1. Henley, E.J., Kumamoto, H., Reliability Engineering and Risk Assesment, New Jersey: Prentice Hall, IAEA, Probabilistic Safety Assesment for Research Reactors, Vienna, Knief, Ronald Allen, Nuclear Energy Technology, New York: McGraw-Hill Book Company, Lahey, Moody, The Thermal Hydraulics of Boiling Water Nuclear Reactor, American Nuclear Society, McCormick, N.J., Reliability Engineering and Risk Analysis, London: Academic Press Inc, Moore, Hoffman, General Discription of A Boiling Water Reactor, San Jose : Nuclear Energy Divisions General Electric, U.S. NUREG~ Fault Tree Handbook, Washington D.C., Interim Reliability Evaluation Program : Analysis of the Millstone Point Unit 1 Nuclear Power Plant Volume I, II, WASHINGTON D.C Yudiutomo Imarjoko1 Program Komputer. Untuk Analisis Pohon Kegagalan, Skripsi, Yogyakarta : Jurusan Teknik NuklirFakultas Teknik Universitas Gajah Mada, 1987.

16 424 TANYA JAWAB 1. A. Syaukat Bagaimana human error dan common mode failure dimasukkan dalam perhitungan? Jawaban Harga human error telah dimasukkan dal.am perhitungan seperti terlihat pada gambar bahwa telah satu kejadian dasar adalah kesalahan operator lupa membuka/menutup katup. Mengenai common mode failure belum dimasukkan dalam perhitungan. 2. Muslim Hasil konkrit dari analisis/perhitungan anda berupa apa dan informasi apa yang dapat ditunjukkan olehnya? Jawaban Hasil konkrit dari analisis ini adalah kita dapat mengetahui derajat kegagalan sistem/keandalan sistem. Hasil perhitungan ini dapat digunakan untuk membuat rancang bangun kembali, atau memperbaiki program perawatan/pergantian atau memperbaiki komponen dengan kwalitas lebih baik sehingga derajad keandalannya tinggi. 3. Syarip Dari mana saja sumber power supply untuk sistem-sistem pompa, katup dll. Apakah sudah dimasukkan dalam perhitungan, keandalan dari setiap power supply tersebut.

17 425 Jawaban Sumber power supply yang menggerakkan pompa, kat up berasal dari : daya AC normal diesel darurat gas turbin 4. Ir. Utaj a Apakah ada alat yang dioperasikan oleh orang, alat mana kalau ada Jawaban Selain ada alat-alat yang dioperasikan secara otomatis ada pula yang dioperasikan oleh operator misalnya pompa, katup dll.

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

Lebih terperinci

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

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN

Lebih terperinci

Analisis 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 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

Session 11 Steam Turbine Protection

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

Lebih terperinci

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

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

Analisis Keselamatan Probabilistik BAB I PENDAHULUAN

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

Lebih terperinci

ANALISIS 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

STUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400

STUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400 STUDI UNJUK KERJA SISTEM PROTEKSI PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR TIPE APR 1400 Nafi Feridian, Sriyana Pusat Pengembangan Energi Nuklir (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jakarta

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya

Lebih terperinci

Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir

Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir Prosiding Pertemuan Ilmiah XXV HFI Jateng & DIY 43 Aplikasi Sistem Keselamatan Pasif pada Reaktor Nuklir Nur Syamsi Syam, Anggoro Septilarso Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Jakarta n.syam@bapeten.go.id,

Lebih terperinci

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)

REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan

Lebih terperinci

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN

Reactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...

Lebih terperinci

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR

TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR Oleh : Suharno Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK TINJAUAN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA TIPE PWR. Tinjauan sistem keselamatan

Lebih terperinci

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

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya

Lebih terperinci

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

DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR

DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR DAFTAR STANDAR KOMPETENSI TENAGA TEKNIK KETENAGALISTRIKAN BIDANG PEMBANGKITAN TENAGA NUKLIR BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2010 DAFTAR ISI SUB BIDANG OPERASI LEVEL 1 Kode Unit : KTL.PO.28.101.01 Judul Unit

Lebih terperinci

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

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

Diterima editor 27 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 30 September 2014

Diterima editor 27 Agustus 2014 Disetujui untuk publikasi 30 September 2014 ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000 D. T. Sony Tjahyani, Julwan Hendry Purba Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir E-mail: dtsony@batan.go.id;

Lebih terperinci

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. 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

Pratama Akbar Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS

Pratama Akbar Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS Pratama Akbar 4206 100 001 Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS PT. Indonesia Power sebagai salah satu pembangkit listrik di Indonesia Rencana untuk membangun PLTD Tenaga Power Plant: MAN 3 x 18.900

Lebih terperinci

KAJIAN TEKNIS SISTEM PENGAWASAN POTENSI PADAM TOTAL TERHADAP KESELAMATAN PLTN

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

Lebih terperinci

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

PENGOPERASIAN COOLING WATER SYSTEM UNTUK PENURUNAN TEMPERATUR MEDIA PENDINGIN EVAPORATOR. Ahmad Nurjana Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

PENGOPERASIAN COOLING WATER SYSTEM UNTUK PENURUNAN TEMPERATUR MEDIA PENDINGIN EVAPORATOR. Ahmad Nurjana Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PENGOPERASIAN COOLING WATER SYSTEM UNTUK PENURUNAN TEMPERATUR MEDIA PENDINGIN EVAPORATOR ABSTRAK Ahmad Nurjana Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PENGOPERASIAN COOLING WATER SYTEM UNTUK PENURUNAN

Lebih terperinci

Nomor 36, Tahun VII, April 2001

Nomor 36, Tahun VII, April 2001 Nomor 36, Tahun VII, April 2001 Mengenal Proses Kerja dan Jenis-Jenis PLTN Di dalam inti atom tersimpan tenaga inti (nuklir) yang luar biasa besarnya. Tenaga nuklir itu hanya dapat dikeluarkan melalui

Lebih terperinci

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

PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF

PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF Defri Sulaeman 1, Surip Widodo 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Lab. Riset Engineering Development for Energy Conversion

Lebih terperinci

Dewi Widya Lestari

Dewi Widya Lestari Dewi Widya Lestari 2411 106 011 WHB merupakan komponen yang sangat vital bagi berlangsungnya operasional untuk memenuhi pasokan listrik pabrik I PT Petrokimia Gresik. Dari tahun 90-an hingga kini WHB beroperasi

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Fase merupakan keadaan dari suatu zat, dapat berupa padat, gas maupun cair. Dalam kehidupan sehari-hari selain aliran satu fase, kita juga temukan aliran multi fase.

Lebih terperinci

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

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN

Lebih terperinci

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR

Lebih terperinci

POWER SWITCHING PADA AUTOMATIC TRANSFER SWITCH DALAM MENJAGA KEANDALAN POWER SUPPLY YANG DICATU DARI PLN DAN GENSET

POWER SWITCHING PADA AUTOMATIC TRANSFER SWITCH DALAM MENJAGA KEANDALAN POWER SUPPLY YANG DICATU DARI PLN DAN GENSET POWER SWITCHING PADA AUTOMATIC TRANSFER SWITCH DALAM MENJAGA KEANDALAN POWER SUPPLY YANG DICATU DARI PLN DAN GENSET Wandi Perdana 1, Tohari 2, Sabari 3 D3Teknik Elektro Politeknik Harapan Bersama Jln.

Lebih terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR

Lebih terperinci

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

CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok

Lebih terperinci

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok

Lebih terperinci

SESSION 12 POWER PLANT OPERATION

SESSION 12 POWER PLANT OPERATION SESSION 12 POWER PLANT OPERATION OUTLINE 1. Perencanaan Operasi Pembangkit 2. Manajemen Operasi Pembangkit 3. Tanggung Jawab Operator 4. Proses Operasi Pembangkit 1. PERENCANAAN OPERASI PEMBANGKIT Perkiraan

Lebih terperinci

LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN

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

Lebih terperinci

Oleh : Novita Kurnia Putri

Oleh : Novita Kurnia Putri Oleh : Novita Kurnia Putri 6507040036 Boiler System dan Sulfuric Acid Storage Tank System pada plant produksi sulfurid acid di PT. Liku Telaga Gresik merupakan dua sistem yang memiliki resiko. Dikarenakan

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

UNIVERSITAS GUNADARMA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI PENULISAN ILMIAH

UNIVERSITAS GUNADARMA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI PENULISAN ILMIAH UNIVERSITAS GUNADARMA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI PENULISAN ILMIAH ANALISA PROSES KERJA SOOT BLOWER TIPE FIXED ROTARY PADA PROTOTYPE MINI STEAM POWER PLANT DI PT. NW INDUSTRIES Nama : Rachmat Shaleh NPM

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

STEAM TURBINE. POWER PLANT 2 X 15 MW PT. Kawasan Industri Dumai

STEAM TURBINE. POWER PLANT 2 X 15 MW PT. Kawasan Industri Dumai STEAM TURBINE POWER PLANT 2 X 15 MW PT. Kawasan Industri Dumai PENDAHULUAN Asal kata turbin: turbinis (bahasa Latin) : vortex, whirling Claude Burdin, 1828, dalam kompetisi teknik tentang sumber daya air

Lebih terperinci

Memahami sistem pembangkitan tenaga listrik sesuai dengan sumber energi yang tersedia

Memahami sistem pembangkitan tenaga listrik sesuai dengan sumber energi yang tersedia Memahami sistem pembangkitan tenaga listrik sesuai dengan sumber energi yang tersedia Memahami konsep penggerak mula (prime mover) dalam sistem pembangkitan tenaga listrik Teknik Pembangkit Listrik 1 st

Lebih terperinci

JURUSAN TEKNIK ELEKTRO KONSENTRASI TEKNIK ELEKTRONIKA FAKULTAS TEKNOLOGI INDUSTRI UNIVERSITAS GUNADARMA

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

Lebih terperinci

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

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

TUGAS. Di Susun Oleh: ADRIAN. Kelas : 3 IPA. Mengenai : PLTN

TUGAS. Di Susun Oleh: ADRIAN. Kelas : 3 IPA. Mengenai : PLTN TUGAS Mengenai : PLTN Di Susun Oleh: ADRIAN Kelas : 3 IPA MADRASAH ALIYAH ALKHAIRAT GALANG TAHUN AJARAN 2011-2012 BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI

TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI Dosen : Hasbullah, S.Pd., MT. Di susun oleh : Umar Wijaksono 1101563 PROGRAM STUDI S1 TEKNIK ELEKTRO JURUSAN PENDIDIKAN TEKNIK ELEKTRO FAKULTAS PENDIDIKAN TEKNOLOGI

Lebih terperinci

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2012 TENTANG KETENTUAN DESAIN SISTEM PROTEKSI KEBAKARAN DAN LEDAKAN INTERNAL PADA REAKTOR DAYA SISTEM DETEKSI DAN PEMADAMAN KEBAKARAN

Lebih terperinci

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA

KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi

Lebih terperinci

DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL

DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium

Lebih terperinci

Diterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012

Diterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012 VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)

REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) RINGKASAN Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR VVER, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah WATER-WATER POWER REACTOR

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Ash/sisa abu yang menempel pada permukaan pipa pipa boiler di bagian evaporator.

Ash/sisa abu yang menempel pada permukaan pipa pipa boiler di bagian evaporator. Ash/sisa abu yang menempel pada permukaan pipa pipa boiler di bagian evaporator. Komponen Utama Sootblower Tipe Fixed Rotary Motor Elektrik Berfungsi untuk menggerakkan gear yang terhubung dengan lance

Lebih terperinci

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI

Lebih terperinci

Disusun Oleh : Firman Nurrakhmad NRP Pembimbing : Totok Ruki Biyanto, PhD. NIP

Disusun Oleh : Firman Nurrakhmad NRP Pembimbing : Totok Ruki Biyanto, PhD. NIP Disusun Oleh : Firman Nurrakhmad NRP. 2411 105 002 Pembimbing : Totok Ruki Biyanto, PhD. NIP. 1971070219988021001 LATAR BELAKANG Kegagalan dalam pengoperasian yang berdampak pada lingkungan sekitar Pengoperasian

Lebih terperinci

KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA

KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA KAJIAN PENERAPAN REAKTOR SMART DI INDONESIA Yohanes Dwi Anggoro ¹, Sahala M. Lumbanraja², Rr. Arum Puni Rijanti S³ (PPEN) BATAN Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta 12710 Telp/Fax : (021)5204243

Lebih terperinci

MITIGASI DAMPAK KEBAKARAN

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

Lebih terperinci

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

Safety Instrumented Systems. Contoh Perancangan Dasar Konsep Lapisan Pelindung ISA S84 IEC IEC Rangkuman

Safety Instrumented Systems. Contoh Perancangan Dasar Konsep Lapisan Pelindung ISA S84 IEC IEC Rangkuman Safety Instrumented Systems Contoh Perancangan Dasar Konsep Lapisan Pelindung ISA S84 IEC 61508 IEC 61511 Rangkuman ISA 84.01-1996 Membedakan Instrumentasi Kontrol dan Instrumentasi Keamanan (safety instrumented

Lebih terperinci

B D. 1.1 Konsep Model Jaringan

B D. 1.1 Konsep Model Jaringan A 1 MODEL JARINGAN UNTUK SISTEM KOMPLEKS 1.1 Konsep Model Jaringan P ada bab sebelumnya telah diuraikan teknik dalam melakukan pemodelan jaringan untuk sistem sederhana. eberapa pola hubungan komponen

Lebih terperinci

Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN

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

Lebih terperinci

IDENTIFIKASI PENYEBAB KERUSAKAN VALVE PADA MUD PUMP TYPE TRIPLEX PUMP MENGGUNAKAN METODE FAULT TREE ANALYSIS DI PT. X

IDENTIFIKASI PENYEBAB KERUSAKAN VALVE PADA MUD PUMP TYPE TRIPLEX PUMP MENGGUNAKAN METODE FAULT TREE ANALYSIS DI PT. X IDENTIFIKASI PENYEBAB KERUSAKAN VALVE PADA MUD PUMP TYPE TRIPLEX PUMP MENGGUNAKAN METODE FAULT TREE ANALYSIS DI PT. X Ambri 1, Yohanes 2, Yuhelson 2 Laboratorium Teknologi Produksi, Jurusan Teknik Mesin,

Lebih terperinci

Makalah Seminar Kerja Praktek APLIKASI SISTEM PENGAMAN ELEKTRIS UTAMA PADA GAS TURBIN GENERATOR PLTGU

Makalah Seminar Kerja Praktek APLIKASI SISTEM PENGAMAN ELEKTRIS UTAMA PADA GAS TURBIN GENERATOR PLTGU Makalah Seminar Kerja Praktek APLIKASI SISTEM PENGAMAN ELEKTRIS UTAMA PADA GAS TURBIN GENERATOR PLTGU, Jurusan Teknik Elektro, Fakultas Teknik, Universitas Diponegoro Jl. Prof. Sudharto, Tembalang, Semarang

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

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH

SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH 3258 SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN KECELAKAAN PARAH Tjipta Suhaemi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Serpong ABSTRAK SISTEM KESELAMATAN REAKTOR CANDU DALAM PENANGGULANGAN

Lebih terperinci

MANAJEMEN KESELAMATAN PLTN PASCA KECELAKAAN FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1~4

MANAJEMEN KESELAMATAN PLTN PASCA KECELAKAAN FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1~4 MANAJEMEN KESELAMATAN PLTN PASCA KECELAKAAN FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1~4 Sahala M. Lumbanraja, Rr. Arum Puni Riyanti, Yohanes Dwi Anggoro Pusat Pengembangan Energi Nuklir-BATAN Jl. Kuningan Barat Mampang

Lebih terperinci

STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI

STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI Bandi Parapak, Sahala M. Lumbanraja Pusat Pengembangan Energi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Kuningan Barat Jakarta Selatan Telp/Fax: (021) 5204243,

Lebih terperinci

REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)

REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR) REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR) RINGKASAN Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan

Lebih terperinci

LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN

LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN LAMPIRAN PENJELASAN BENTUK-BENTUK YANG DIGUNAKAN DALAM DOKUMEN A.1. Hubungan antara perawatan pencegahan, perawatan perbaikan, pengujian berkala dan inspeksi tidak-rutin dijelaskan sebagai berikut. PERAWATAN,

Lebih terperinci

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

BAB I PENDAHULUAN. pendukung di dalamnya masih tetap diperlukan suplai listrik sendiri-sendiri.

BAB I PENDAHULUAN. pendukung di dalamnya masih tetap diperlukan suplai listrik sendiri-sendiri. BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang PLTU (Pusat Listrik Tenaga Uap) Suralaya mampu membangkitkan listrik berkapasitas 3400 MW dengan menggunakan tenaga uap. Tetapi perlu diketahui bahwa di dalam proses

Lebih terperinci

BAB 1 KONSEP KENDALI DAN TERMINOLOGI

BAB 1 KONSEP KENDALI DAN TERMINOLOGI BAB 1 KONSEP KENDALI DAN TERMINOLOGI Bab 1 ini berisi tentang konsep kendali dan terminologi yang dipakai dalam pembahasan tentang sistem kendali. Uraiannya meliputi pengertian kendali, sistem kendali,

Lebih terperinci

TUGAS MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

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

Lebih terperinci

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

MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW. Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto

MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW. Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto RANCANG BANGUN SISTEM OTOMATISASI KATUP PADA UNTAI UJI BETA MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK LABVIEW Kussigit Santosa, Sudarno, Dedy Haryanto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Penyusunan tugas akhir ini terinspirasi berawal dari terjadinya kerusakan

BAB I PENDAHULUAN. Penyusunan tugas akhir ini terinspirasi berawal dari terjadinya kerusakan 1 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Penyusunan tugas akhir ini terinspirasi berawal dari terjadinya kerusakan pada mesin boiler satu burner dengan dua bahan bakar natural gas dan solar bekapasitas

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

MODUL V-B PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA GAS

MODUL V-B PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA GAS 1 MODUL V-B PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA GAS 2 DEFINISI PLTG Pembangkit Listrik Tenaga Gas (PLTG) merupakan sebuah pembangkit energi listrik yang menggunakan peralatan/mesin turbin gas sebagai penggerak generatornya.

Lebih terperinci

Prinsip kerja PLTG dapat dijelaskan melalui gambar dibawah ini : Gambar 1.1. Skema PLTG

Prinsip kerja PLTG dapat dijelaskan melalui gambar dibawah ini : Gambar 1.1. Skema PLTG 1. SIKLUS PLTGU 1.1. Siklus PLTG Prinsip kerja PLTG dapat dijelaskan melalui gambar dibawah ini : Gambar 1.1. Skema PLTG Proses yang terjadi pada PLTG adalah sebagai berikut : Pertama, turbin gas berfungsi

Lebih terperinci

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELITIAN 54 BAB III METODOLOGI PENELITIAN Pada perancangan modifikasi sistem kontrol panel mesin boiler ini, selain menggunakan metodologi studi pustaka dan eksperimen, metodologi penelitian yang dominan digunakan

Lebih terperinci

ALAT PEMBAGI TEGANGAN GENERATOR

ALAT PEMBAGI TEGANGAN GENERATOR ALAT PEMBAGI TEGANGAN GENERATOR 1. Pendahuluan Listrik seperti kita ketahui adalah bentuk energi sekunder yang paling praktis penggunaannya oleh manusia, di mana listrik dihasilkan dari proses konversi

Lebih terperinci

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI

ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI ASPEK KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI NUKLIR, LIMBAH RADIOAKTIF DAN BENCANA GEMPA PADA PLTN DI INDONESIA SKRIPSI Oleh NAUSA NUGRAHA SP. 04 02 02 0471 DEPARTEMEN TEKNIK MESIN PROGRAM STUDI TEKNIK MESIN

Lebih terperinci

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

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

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

Lebih terperinci

MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) MAKALAH PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Di Susun Oleh: 1. AFRI YAHDI : 2013110067 2. M.RAZIF : 2013110071 3. SYAFA RIDHO ILHAM : 2013110073 4. IKMARIO : 2013110079 5. CAKSONO WIDOYONO : 2014110003

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK MCB SEBAGAI PEMUTUS dan PENGHUBUNG MERESPONS TERJADINYA GANGGUAN CATU DAYA INSTALASI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF

KARAKTERISTIK MCB SEBAGAI PEMUTUS dan PENGHUBUNG MERESPONS TERJADINYA GANGGUAN CATU DAYA INSTALASI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF KARAKTERISTIK SEBAGAI PEMUTUS dan PENGHUBUNG MERESPONS TERJADINYA GANGGUAN CATU DAYA INSTALASI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF ABSTRAK Jonner Sitompul Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN KARAKTERISTIK

Lebih terperinci

DESAIN SISTEM KENDALI TEMPERATUR UAP SUPERHEATER DENGAN METODE FUZZY SLIDING MODE CONTROL

DESAIN SISTEM KENDALI TEMPERATUR UAP SUPERHEATER DENGAN METODE FUZZY SLIDING MODE CONTROL J. Math. and Its Appl. ISSN: 1829-605X Vol. 13, No. 1, Mei 2016, 37-48 DESAIN SISTEM KENDALI TEMPERATUR UAP SUPERHEATER DENGAN METODE FUZZY SLIDING MODE CONTROL Mardlijah 1, Mardiana Septiani 2,Titik Mudjiati

Lebih terperinci

Generation Of Electricity

Generation Of Electricity Generation Of Electricity Kelompok 10 : Arif Budiman (0906 602 433) Junedi Ramdoner (0806 365 980) Muh. Luqman Adha (0806 366 144) Saut Parulian (0806 366 352) UNIVERSITAS INDONESIA FAKULTAS TEKNIK ELEKTRO

Lebih terperinci

2011, No Peraturan Menteri Energi dan Sumber Daya Mineral Nomor: 03 Tahun 2007 tentang Aturan Jaringan Sistem Tenaga Listrik Jawa-Madura-Bali

2011, No Peraturan Menteri Energi dan Sumber Daya Mineral Nomor: 03 Tahun 2007 tentang Aturan Jaringan Sistem Tenaga Listrik Jawa-Madura-Bali No.539, 2011 BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR. Sistem Catu Daya Darurat. Reaktor Daya. Desain. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA NOMOR 7 TAHUN

Lebih terperinci

Balai Pendidikan dan Pelatihan Tambang Bawah Tanah. Seri Artikel Keselamatan Kelistrikan Tambang Bawah Tanah 1. LOTO (bagian 1)

Balai Pendidikan dan Pelatihan Tambang Bawah Tanah. Seri Artikel Keselamatan Kelistrikan Tambang Bawah Tanah 1. LOTO (bagian 1) Seri Artikel Keselamatan Kelistrikan Tambang Bawah Tanah 1 LOTO (bagian 1) Oleh : M. Nashiruddin Haramaini, S.T. Pekerjaan perlistrikan dan permesinan di tambang bawah tanah merupakan pekerjaan yang sarat

Lebih terperinci

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

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. DEFINISI Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. Batas-batas Yang Dapat Diterima (Acceptable limits) Batas-batas yang dapat diterima oleh badan pengaturan. Kondisi

Lebih terperinci