BUKU PANDUAN

SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR

(SENTEN) KE-6

Padang, 18 September 2019

| 2

Kata Pengantar

Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) yang ke-6 dengan tema ”Peran

Perguruan Tinggi dan Aplikasi Teknologi Nuklir untuk Kemandirian Energi, Pangan,

Kesehatan dan Pertanian”, yang diselenggarakan oleh Pusat Teknologi dan Keselamatan

Reaktor Nuklir (PTKRN - BATAN) bekerjasama dengan Fakultas Teknik dan Fakultas

Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Andalas Padang dan Pemerintah Daerah

Provinsi Sumatera Barat. Seminar ini diharapkan dapat menjadi ajang tukar menukar informasi

antara peneliti, akademisi dan pemerhati terkait dengan penelitian dan pengembangan iptek

energi nuklir dan aspek pendukungnya di Indonesia.

Diskusi panel dalam SENTEN menampilkan pembicara dari Badan Tenaga Nuklir Nasional

(BATAN), Badan Pengkajian dan Penerapan Teknologi (BPPT) dan Universitas Andalas

(UNAND) yang akan membahas topik-topik yang sedang hangat dan penting saat ini terkait

teknologi dan keenergian.

Panitia SENTEN-2019 menerima 71 makalah dari berbagai instansi dan perguruan tinggi. Setelah

melalui seleksi dan evaluasi oleh Dewan Editor, panitia memutuskan 55 makalah dapat diterima

untuk dipresentasikan dalam Seminar SENTEN ini. Makalah-makalah ini berasal dari BATAN,

BAPETEN, UGM, Universitas Andalas, Universitas Ibn Kaldun, Universitas Padjajaran,

Universitas Krisnadwipaya, Universitas Gunadarma, dan Universitas Nasional.

Pada kesempatan ini, Panitia mengucapkan terimakasih yang sebesar-besarnya kepada

berbagai pihak yang telah membantu terselenggaranya Seminar Nasional ini.

Padang, 18 September 2019

Panitia SENTEN Ke-6

| 3

Daftar Isi

Kata Pengantar 2

Daftar Isi 3

Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) Ke-6 4

Ketentuan Persidangan Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) 6

Susunan Acara Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) 2019 7

Sidang Pararel SENTEN 2019 8

Kumpulan Abstrak SENTEN 2019 14

| 4

Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) Ke-6

Pendahuluan

Pertumbuhan ekonomi nasional untuk mencapai masyarakat yang makmur dan sejahtera sangat

bertumpu pada faktor pendorong pertumbuhan energi secara nasional. Disisi lain, pertumbuhan

populasi, peningkatan kebutuhan standar hidup, keterbatasan sumberdaya energi serta

peningkatan jumlah populasi menjadi tantangan bagi pemenuhan kebutuhan energi khususnya

kelistrikan di Indonesia. Salah satu solusinya, pertumbuhan energi kelistrikan di Indonesia dewasa

ini haruslah berbasis pada keragaman penyedian sumber daya energi, termasuk sumber daya

baru dan terbarukan.

Menjawab tantangan ini maka program energi baru dan terbarukan di Indonesia harus disiapkan

tidak hanya dalam koridor kebijakan. Seperti telah diamanatkan dalam Undang-Undang,

dibuktikan dalam aspek penguasaan dan penerapannya. Untuk itu, dibutuhkan strategi sistematis

dan berkesinambungan tentang penguatan teknologi dalam rangka mencapai ketahanan energi

melalui aplikasi sumberdaya energi baru dan terbarukan (EBT). Seminar ilmiah nasional ini

bertujuan sebagai salah satu sarana untuk membangun penguatan teknologi.

Seminar ini melibatkan seluruh peneliti dan praktisi. Selain itu, seminar ini sekaligus menjadi

sarana penyebarluasan kemampuan teknologi nasional untuk sinergi yang lebih baik bagi seluruh

pemangku kepentingan. Menindaklanjuti kesuksesan Seminar Teknologi Energi Nuklir 2018 di

Palembang, maka diselenggarakan Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2019, bertempat di

Universitas Andalas di Padang, Sumatera Barat. Seminar ini diselenggarakan oleh Pusat

Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN-BATAN) dan didukung oleh Fakultas Teknik

dan Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Andalas dan Pemerintah

Daerah Provinsi Sumatera Barat.

Tujuan

• Menginformasikan berbagai kontribusi kajian/litbang teknologi nuklir dan iptek

pendukungnya.

• Memfasilitasi para peneliti, praktisi, akademisi dan pemerhati dalam dan luar negeri untuk

bertukar pikiran terkait dengan pengembangan teknologi energi nuklir dalam menjawab

kebutuhan energi nasional

Ruang Lingkup

• Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, meliputi aspek: teknologi, operasi dan

perawatan reaktor,kogenerasi nuklir, teknologi keselamatan nuklir, teknologi material dan

bahan nuklir, teknologi komputasi dan pemodelan, instrumentasi dan kendali, daur bahan

bakar nuklir, pengelolaan limbah radioaktif dan yang terkait.

• Pengembangan energi baru dan terbarukan dan konservasi energi dan yang terkait.

• Aplikasi teknologi nuklir dalam bidang non-energi.

| 5

Pelaksanaan

Hari/tanggal : Rabu, 18 September 2019

Waktu : 07.00 sd. selesai

Tempat : Convention Hall, Universitas Andalas

Dewan Editor SENTEN

Ketua : Dr. Ir. P. Made Udiyani, M.Si. PTKRN BATAN

Wakil Ketua : Dr. Oknovia Susanti, S.T., M.Eng FT UNAND

Sekretaris : Dr. Yoyok Dwi Setyo Pambudi PTKRN BATAN

Anggota

1. Dr. Ir. HendroTjahjono, DEA

2. Ir. D.T. Sony Tjahjany, M.Eng.

3. Ir. Sriyono, M.M.

4. Drs Tukiran

5. Elita Amrina, M.Eng, Phd

6. Dr. Eng. Muhammad Ilhamdi Rusydi

7. Dr.Eng. Shinta Indah

8. Masrilayanti, MSc, Phd

9. Aulia, M.Eng, PhD

10. Hilma Raimona Zadri, PhD

11. Dr. Awaludin Martin, ST., MT

12. Dr.-Ing. Ridho Irwansyah, ST., MT.

PTKRN BATAN

PTKRN BATAN

PTKRN BATAN

PTKRN BATAN

FT UNAND

FT UNAND

FT UNAND

FT UNAND

FT UNAND

FT UNAND

FT UNSRI

FTUI

Tanggal Penting!

1. Penerimaan Makalah: 11 Agustus, 2019

2. Pengumuman Penerimaan Makalah: 31 Agustus, 2019

3. Pelaksanaan Seminar: 18 September 2019

Website : http://senten.batan.go.id

Email : senten@batan.go.id

Scan Location Here

| 6

Ketentuan Persidangan Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir

(SENTEN)

A. Sidang Pleno, di Convention Hall Universitas Andalas, Padang, Sumatera Barat

1. Sidang pleno akan menyajikan 1 Diskusi Panel dan 4 makalah utama, yang akan

disampaikan oleh Pemakalah Kunci.

2. Seluruh peserta diharapkan hadir dan berperan aktif dalam Sidang Pleno.

B. Sidang Presentasi Lisan/Oral, di Gedung Universitas Andalas

1. Sidang Presentasi Lisan/Oral akan dilakukan secara paralel pada 6 ruangan dengan 6

Kelompok. 6 kelompok makalah SENTEN (kelompok 1 hingga 6) ditempatkan pada Ruang

1 hingga Ruang 6. Pembagian kelompok makalah adalah sbb:

Kelompok 1: Teknologi Reaktor

Kelompok 2: Bahan Bakar, Proteksi dan Lingkungan

Kelompok 3: Manajemen dan Peraturan

Kelompok 4: Thermohidrolika dan Keselamatan Reaktor

Kelompok 5: Kelompok Lainnya

Kelompok 6: Kelompok Lainnya

2. Masing-masing Kelompok/Group akan dipimpin oleh seorang Moderator sebagai Ketua

Sidang. Para Penyaji makalah diharapkan sudah menyerahkan atau menyalin file

presentasi ke komputer yang telah disediakan menjelang sesi persidangan.

3. Pada Sesi-1, alokasi waktu diberikan kepada 5 Penyaji makalah untuk melakukan

presentasi masing-masing selama 10 menit. Setelah presentasi Penyaji ke-5 usai,

dilanjutkan dengan sesi tanya jawab (diskusi) selama 25 menit.

4. Pada Sesi-2, alokasi waktu diberikan kepada 4 Penyaji makalah untuk melakukan

presentasi masing-masing selama 10 menit. Setelah presentasi Penyaji ke-4 usai,

dilanjutkan dengan sesi tanya jawab (diskusi) selama 20 menit.

5. Moderator akan mengontrol penggunaan waktu oleh tiap Penyaji/Presenter:

6. Dalam sesi tanya jawab, penanya dimohon menuliskan pertanyaan pada lembar

pertanyaan, dan menyerahkan kepada Moderator. Selanjutnya Panitia akan menyerahkan

lembar pertanyaan tersebut kepada Pemakalah, dan Pemakalah wajib menuliskan

jawaban, dan menyerahkan kembali kepada Panitia. Sesi diskusi dan tanya jawab akan

dimuat sebagai pelengkap makalah, pada Prosiding.

C. Prosiding

1. Makalah yang dipresentasikan pada Seminar dan memenuhi syarat penerbitan, akan

dimuat pada Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) dengan

Nomor ISSN 2355-7524.

2. Sesuai ketentuan LIPI tentang penerbitan prosiding terkait dengan penilaian angka kredit

Jabatan Fungsional Peneliti, buku prosiding akan diterbitkan setelah seminar, dan

ditargetkan terbit sekitar 3 bulan setelah seminar.

| 7

Susunan Acara Seminar Nasional

Teknologi Energi Nuklir

(SENTEN) 2019 Universitas Andalas – Padang

18 September 2019

WAKTU AGENDA PEMBICARA/MODERATOR

07.00 - 08.30 Registrasi + Coffee Break

08.30 – 09.45 Pembukaan 1. Pembukaan oleh MC 2. Induksi Keselamatan 3. Lagu Indonesia Raya 4. Tari Pasambahan 5. Laporan oleh Ketua SENTEN Ke-6 6. Sambutan oleh Rektor Universitas Andalas 7. Sambutan dan Pembukaan oleh Kepala BATAN 8. Doá

Penanggung Jawab 1. Dr. Oknovia (pj) 2. UNAND 3. Dr. Oknovia (pj) 4. Dr. Oknovia 5. Dr. Mulya Juarsa 6. Prof. Dr. Tafdil Husni, SE, MBA 7. Ir. Suriyantoro, M.T. 8. Alim Mardhi, ST., M.Sc.

09.45 – 10.00 Penandatanganan PKS PTKRN BATAN dan FT Universitas Andalas, Sesi Foto Bersama

10.00 – 10.30 Pembicara I: (30 minutes) Kepala BATAN, diwakilkan oleh Deputi TEN Ir. Suryantoro, M.T. Lesson Learned Pasca Kecelakaan PLTN Fukushima

Daiichi

Moderator: Dr. Geni Rina Sunaryo, M.Sc Sekretaris: Dr. Dian Fitriyani, S.Si., M.Si.

10.30 – 11.00 Pembicara II: (30 minutes) Rektor Universitas Andalas Prof. Dr. Tafdil Husni, SE, MBA Peranan Ilmu Nuklir di Bidang Sains dan Teknologi dalam Penelitian dan Pengembangan di Perguruan Tinggi

11.00 – 11.30 Pembicara III: (30 minutes) Kepala BPPT, diwakilkan oleh Dr.-Ing. Ir. As Natio Lasman Peranan Teknik Perekayasaan pada Teknologi Energi Nuklir

11.30 – 12.00 Diskusi dan Tanya Jawab: ( 30 minutes)

12.00 - 13.30 ISHOMA

13.30-16.00 PARAREL SESSION

Ruang 1 Ruang 2 Ruang 3 Ruang 4 Ruang 5 Ruang 6

13.30-13.40 ID-9 ID-3 ID-4 ID-34 ID-29 ID-43

13.40-13.50 ID-15 ID-5 ID-10 ID-45 ID-6 ID-44

13.50-14.00 ID-50 ID-18 ID-20 ID-53 ID-7 ID-47

14.00-14.10 ID-57 ID-21 ID-30 ID-73 ID-8 ID-48

14.10-14.20 ID-60 ID-22 ID-31 ID-74 ID-27 ID-52

14.20-14.45 DISKUSI

14.45-15.00 Coffee Break Sore

15.00-15.10 ID-63 ID-25 ID-51 ID-75 ID-62 ID-70

15.10-15.20 ID-64 ID-32 ID-59 ID-78 ID-68 ID-72

15.20-15.30 ID-69 ID-35 ID-61 ID-79 ID-84 ID-28

15.30-15.40 ID-71 ID-49 ID-19 ID-80 ID-83 ID-81

15.40-15.50 - - - ID-58 - -

15.50-16.15 DISKUSI

16.15-16.45 PENUTUPAN

| 8

Sidang Pararel SENTEN 2019 Universitas Andalas – Padang

18 September 2019

Ruang 1

KELOMPOK : Teknologi Reaktor

Ketua : Dr. Ir. Pande Made Udiyani, M.Si.

Sekretaris : Dr. M. Ali Shafii, S.Si., M.Si.

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-9

Kiswanta, Sudarno,

Sujarwono, Ranji Gusman,

Heri Suherkiman

Analysis of Humidity Effect for the Neutron

Fluks Detectors Measurement of RSG-GAS

2. 13.40-13.50 ID-15

Joko Prasetio W, Sriyono,

Almira Citra A, Kussigit

Santosa, Alim Mardi,

Darlis

Karakteristik Uji Fungsi Pengisian Nitrogen

Cair dengan Fasilitas Sistem Pemurnian

Helium (SPH)

3. 13.50-14.00 ID-50

Yoyok Dwi Setyo Pambudi,

Muhammad Subekti,

Sujarwono, Ranji Gusman

Monitoring dan Pengukuran Waktu Respon

Detektor Neutron pada RSG-GAS

4. 14.00-14.10 ID-57 Refi Juita, Dian Fitriyani

Analisis tingkat sirkulasi alamiah pada liquid

metal fast breeder reactor dengan pendingin

Na, NaK, Pb dan Pb-Bi

5. 14.10-14.20 ID-60 MIke Susmikanti, Entin

Hartini, Purwadi

Analisis Keandalan Komponen Sistem

Keselamatan Reaktor Serba Guna G.A.

Siwabessy

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-63 Muh. Darwis Isnaini, M.

Subekti

Evaluasi Pengambilan Panas Pada Teras RSG-

GAS untuk Menunjang Operasi 30 MW

9. 15.10-15.20 ID-64

Entin Hartini, Mike

Susmikanti, Santosa

Pujiarta

Comparison Between Simulation and Analytical

Method Reliability Data Analysis : a Case

Study on Component of SSC RSG-GAS

10. 15.20-15.30 ID-69 Reinaldy Nazar, Jupiter

Sitorus Pane

Karakteristik Siphon Reaktor Riset Berelemen

Bakar Tipe Pelat

11. 15.30-15.40 ID-71

Muhamad Z, Dwi Y, Mulya

J, Rahayu K, G. Bambang

Heru K, Giarno, Dedy H

Deformasi RPV Wall Selama Pengujian

Pemanasan di Posisi Vertikal pada Prototipe

Heating

12. 15.40-15.50

13. 15.50-16.15 Diskusi

| 9

Ruang 2

KELOMPOK : Bahan Bakar, Proteksi dan Lingkungan

Ketua : Dr. Ir. Hendro Tjahyono, DEA

Sekretaris : Dr. Yoyok Dwi Setyo Pambudi, M.T

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-3 Yanuar Ady

Setiawan

Variasi Strategi Intrusi dan Pendekatan

Stokastik Pada Analisis Sistem Proteksi

Fisik Fasilitas Nuklir

2. 13.40-13.50 ID-5

Satrio, Rasi

Prasetio dan

Bungkus Pratikno

Aplikasi Isotop Alam 14C untuk

Menentukan Umur Air Tanah Akuifer

Dalam di Kawasan Nuklir Pasar Jumat

Jakarta.

3. 13.50-14.00 ID-18

Masrukan M,

Saga Octa D,

M.H Alhasa

Analisis Komposisi Unsur dan Fasa

pada Serbuk Paduan U-Zr-Nb Pasca

Hidriding-Dehidriding

4. 14.00-14.10 ID-21

Wira Y. R,

Endang S,

Herlina, Hambali,

Abidin, Sriyono,

Arni A

Pengaruh Kecepatan Pengadukan

Terhadap Ukuran Partikel CrPO4

Sebagai Bahan Pembuat Skin Patch

Bertanda Radioisotop 32P

5. 14.10-14.20 ID-22

Aslina Br.Ginting,

Yanlinasuti,

Boybul, Arif

Nugroho,

Supardjo

Pembakuan Metode Analisis Fisikokimia

Bahan Bakar U3si2/Al Densitas 4,8

gU/cm3 Pasca Iradiasi

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-25

Wahyudi, Ilma

Dwi W, Kusdiana,

Oktisya Devi W

Konsentrasi Radon Dalam Rumah

(Radon Indoor) di Wilayah Maluku Utara

9. 15.10-15.20 ID-32

Yanlinastuti,

Boybul, Iis

Haryati, Sutri

Indaryati, S

Fatimah

Pemisahan Uranium Dalam PEB U3Si2/Al

Densitas 2,96 gU/cm3 Pasca Iradiasi

dengan Metode Kolom Penukar Anion

10. 15.20-15.30 ID-35

Boybul,

Yanlinastuti, Iis

Haryati, Sutri

Indaryati

Pemisahan Uranium Dari Peb U3Si2/Al

Densitas 2,96 gU/cm3 Pasca Iradiasi

Menggunakan Resin Dowex 1x8 Dalam

Media Sulfat

11. 15.30-15.40 ID-49 Arif Rachmanto,

Paulus Supandi

Analisis Penetrasi dan Keseragaman

Dosis pada Pemayar Mesin Berkas

Elektron GJ-2 Dengan Arus Berkas

Elektron 2 mA dan Energi 1,5 MeV

12. 15.40-15.50

13. 15.50-16.15 Diskusi

| 10

Ruang 3

KELOMPOK : Manajemen dan Peraturan

Ketua : Dr. Oknovia Susanti, S.T, M.Eng

Sekretaris : Dr. Dian Fitriyani, S.Si., M.Si.

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-4 Eri Hiswara Menuju Aplikasi Ketenaganukliran yang Aman dan Andal Melalui Batan 4.0

2. 13.40-13.50 ID-10

Suzie D, Sigit S, Anggrani R K, Jepri S, Hanna Y, Sugiyarto, Pudji S, Budi S

Pengkajian Penerapan ISO 19443:2018 pada Penggunaan Energi Nuklir di Indonesia

3. 13.50-14.00 ID-20 Catur Febriyanto S. Kajian Identifikasi Ketentuan Klasifikasi Keselamatan Struktur, Sistem, dan Komponen Reaktor Nondaya

4. 14.00-14.10 ID-30 Jepri S, A.Bayu P, Pudji S

Pengembangan Kompetensi Personel di Bidang Ketenaganukliran

5. 14.10-14.20 ID-31

Harini Wahyuningrum, Rahkmat Hidayat, Dwi Irwanti

Evaluasi Perencanaan Strategis Badan Tenaga Nuklir Nasional Tahun 2015-2019

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-51 Johnny Situmorang,

Sigit Santoso

Penilaian Maturitas Implementasi

Budaya Keselamatan pada Instalasi

Nuklir

9. 15.10-15.20 ID-59

Siti Alimah,

Mudjiono, Ristiana

Dwi Hastuti

Persepsi Masyarakat Sekitar Kawasan

Puspiptek Serpong Terhadap Potensi

Dampak Sosial Rencana

Pembangunan RDNK

10. 15.20-15.30 ID-61 Reno Alamsyah Pengembangan Kepemimpinan untuk

Keselamatan di Instalasi Nuklir

11. 15.30-15.40 ID-19

Arif A B, G.

Bambang H, Mulya

Juarsa

Analisis Metode Pembuatan

Termokopel Tipe-K Pada Untai

FASSIP-02

12. 15.40-15.50

13. 15.50-16.15 Diskusi

| 11

Ruang 4

KELOMPOK : Thermohidrolika dan Keselamatan Reaktor

Ketua : Ir. D.T Sony Tjahyani, M.Eng

Sekretaris : Elita Amrina, M.Eng, Ph.D

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-34

Giarno, Joko PW.,

G.B. Heru K.,

Ainur R, Dedy H,

Mulya J,

Deswandri

Karakterisasi Pemanasan dan

Pendinginan Untai FASSIP-01

Berdasarkan Kemampuan Pendinginan

Untai Heat Sink System

2. 13.40-13.50 ID-45

Try H P, Intan F,

Rosaldi P, Cukup

M, Mulya J

Estimasi Pengukuran Laju Aliran

Sirkulasi Alam Pada Simulasi Sistem

Pendingin Pasif Reaktor Nuklir Pre-

FASSIP 02

3. 13.50-14.00 ID-53

Ade Suryana, Sri

Poernomo S,

Mulya J

Laju Aliran Sirkulasi Alam Outlet Tangki

Pemanas Berdasarkan Variasi

Temperatur Heater Pada Untai Pre-

FASSIP-02 Mod.01

4. 14.00-14.10 ID-73

Malfin Alif

Syafrial, Iwan

Setiawan, Rahayu

K, Mulya J

Analisis Buangan Kalor Selama

Pemanasan pada Protipe Heater

Element Segment Untuk Untai Uji

RCCS-RDNK Mod.01

5. 14.10-14.20 ID-74

Soelistianingsih A

R.A, Mulya J,

Mukhsinun H K,

Sri P S

Efektivitas Pemanasan Pada Tangki

Pemanas Berdasarkan Variasi

Temperatur Heater pada Untai Pre-

FASSIP-02 Mod.01

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-75 Muhammad Latif,

Mulya Juarsa

Perpindahan Kalor Pada Prototipe

Heater Element Segments (HES)

Terhadap Rpv-Wall Selama Pemanasan

Untuk Untai Uji RCCS-RDNK MOD.1

9. 15.10-15.20 ID-78

Alviandy R U,

Iwan S,

Mukhsinun H K,

Mulya J

Efektivitas Pemanas RPV Wall di

Prototipe Heater Element Segment untuk

Untai Uji RCCS-RDNK.

10. 15.20-15.30 ID-79

Ade Okta

Pratama, Mulya

Juarsa, Imam

Sufaat, Wismanto

Analisis Deformasi RPV Wall Terhadap

Perubahan Temperatur Pada Prototipe

Heater Element Segmen Untai Uji

RCCS-RDNK MOD.1

11. 15.30-15.40 ID-80

Bernard

Rumpedai, Mulya

Juarsa, Dwi

Yuliaji

Performa Pendinginan Pada Water

Jacket Untai USSA-FT01 Berdasarkan

Perbedaan Daya Heater.

12. 15.40-15.50 ID-58 Heru

13. 15.50-16.15 Diskusi

| 12

Ruang 5

KELOMPOK : Teknologi Lainnya

Ketua : Dr. Eng Muhammad Ilbamdi Rusyadi

Sekretaris : Dr.Eng Shinta Indah

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-29

Roziq Himawan,

Andryansyah,

Mudi Haryanto,

Darlis

Pengaruh Jumlah Spesimen Dalam Uji

Tekan Material Grafit IG-110

2. 13.40-13.50 ID-6

Nofitri Utamia ,

Imeldab, dan

Emriadic

Modifikasi Zat Warna Kerangka Sianidin

Untuk Meningkatkan Performa Dye

Sensitized Solar Cells

3. 13.50-14.00 ID-7

Hesty

Rimadianny, Anri

A. Ridwan2

Teknik Getaran Dalam Roses

Dekontaminasi Tenorm Pada Pipa

Berongga

4. 14.00-14.10 ID-8 A. A. Waskita, R.

Maerani

Klasifikasi Jenis Intrusi Jaringan

Komputer Berbasis Pembelajaran Mesin

5. 14.10-14.20 ID-27

Tukiman, Khairul

Handono,

Indarzah MP,

Bang Rozali

Analisis Aliran Daya Generator Catu

Daya Darurat Utilitas Laboratorium

Nmei- Gedung 71 PRFN-BATAN

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-62

Abdul Hafid,

Santosa P, Djati

H.S., Sriyono, R.

Kusumastut, M.B.

Mike S

Analisis Keretakan Beton Pada Lantai

Ruang Primer RSG GAS

9. 15.10-15.20 ID-68

Kiki A, Dwi Y,

Mulya J

Laju Aliran Sirkulasi Alam Di Bagian

Tube Water-Jacket Cooler Berdasarkan

Perubahan Laju Aliran Pendingin

Refrigrasi Pada Fasilitas USSA-FTS01

10. 15.20-15.30 ID-84

Dedy H, Giarno,

Joko P W, G. B H

K.,Mulya J, M.

Hadi K

Visualisasi Distribusi Suhu Water

Heating Tank Untai FASSIP-02

Menggunakan Kamera Infra Merah

11. 15.30-15.40 ID-83

Alim M ,

Andryansah, Mudi

H, Deswandri,

Geni R S

Remaining Life Assessment of HP MOD

MA Reformer Tube Material in Chemical

Fertilizer Plant.

12. 15.40-15.50 - - -

13. 15.40-16.00 Diskusi

| 13

Ruang 6

KELOMPOK : Teknologi Lainnya

Ketua : Masrilayanti, M.Sc., Ph.D

Sekretaris : Aulia, M.Eng., Ph.D

No. Waktu Kode

makalah Penulis Judul

1. 13.30-13.40 ID-43

Fitri Suryaningsih,

Devina C D,

Demon H,

Rhakamerta H

Identifikasi Dan Koreksi Tilt & Skew

Pada Rekonstruksi CT Menggunakan

Software Octopus

2. 13.40-13.50 ID-44

Fadil Nazir dan

Maria Evalisa

Metode Diagnostik Kedokteran Nuklir

Untuk Penilaian Disfungsi Kelenjar

Tiroidpada Diabete Mellitus Tipe2

3. 13.50-14.00 ID-47

Mudi Haryanto,

Andryansyah, Lily

Suparlina

Kajian Metoda Ndt Untuk Deteksi Cacat

Lack Of Fusion Pada Lasan

4. 14.00-14.10 ID-48 Darlis

Analisa Ketidakpastian Proses Kalibrasi

Linear Variable Differential Transformer

(LVDT) Pada Pengujian Creep Material

Pltn

5. 14.10-14.20 ID-52

Assef F F, Sri

Inang S, Okky A

F, Fiqi D, M Al

Jabbar K

Kalibrasi In-Situ Detektor Ionisasi Well

Type untuk Ir-192 di Rumah Sakit

Universitas Andalas, Padang

6. 14.20-14.45 Diskusi

7. 14.45-15.00 Coffee Break Sore

8. 15.00-15.10 ID-70

Rahadian

Nopriantoko

Analisis Sifat Mekanik Pada Hasil

Pengelasan FSW untuk Seri Material

Paduan Alumunium yang Diaplikasikan

Dalam Industri Kelautan.

9. 15.10-15.20 ID-72 Fazar M, Dwi Y,

Edi, Mulya J

Laju Aliran Sirkulasi Alam Di Bagian

Band Heater Berdasarkan Perubahan

Daya Pada Untai USSA FTS-01.

10. 15.20-15.30 ID-28

Sudarno,

Kiswanta, Arif

Adtyas

Penentuan Damping Optimal Flowmeter

Ultrasonik Pada Fasilitas Eksperimen

Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

11. 15.30-15.40 ID-81 Elita Amrina

Analisis Kualitas Raw Mix Dengan

Statistical Quality Control

12. 15.40-15.50

12. 15.50-16.15 Diskusi

| 14

Kumpulan Abstrak SENTEN 2019

Kelompok 1 : Teknologi Nuklir

KAJIAN PENGARUH KELEMBABAN PADA PENGUKURAN SENSOR DETEKTOR FLUKS NEUTRON RSG-GAS

Kiswanta1, Sudarno1, Sujarwono2, Ranji Gusman2, Heri Suherkiman2 1 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) – BATAN

2 Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) - BATAN Email : kiswanta-igos@batan.go.id

ABSTRAK

KAJIAN PENGARUH KELEMBABAN PADA PENGUKURAN SENSOR DETEKTOR FLUKS NEUTRON RSG-GAS. Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy (RSG-GAS sudah beroperasi lebih dari 30 tahun. Faktor kelembaban dapat menyebabkan terjadi pergeseran nilai sinyal pada pengukuran bagian analog, degradasi komponen, korosi bahkan sering mengalami kerusakan. Kerusakan tersebut menyebabkan pengukuran tidak tepat dan mempengaruhi sinyal-sinyal RPS. Juga menyebabkan unbalance, proses balance menjadi lebih lama bahkan scram. Untuk itu perlu dilakukan kajian pengaruh kelembaban terhadap proses pengukuran pada detektor fluks neutron RSG-GAS. Kajian meliputi kondisi titik pengukuran, transduser, defais, perangkat dan tampilan baik secara visual, sinyal listrik, karakteristik sinyal, ketelitian, kestabilan, error, dan pengaruh lingkungan. Metode penelitian dilakukan dengan mengukur tingkat kelembaban, pemberian semburan udara SCA ke dalam detektor guide tube untuk mengurangi kelembaban, mengukur sinyal listrik pada setiap bagian analog dan menganalisis pengaruh kelembaban terhadap rangkaian pengukuran detektor fluks neutron. Dari data bagian detektor fluks neutron tersebut dievaluasi untuk mendukung kajian teknis penuaan RSG-GAS. Hasil pengukuran tingkat kelembaban pada pengukuran fluks neutron RSG-GAS sudah dapat dilakukan dengan baik. Pengaruh kelembaban udara sangat signifikan terhadap hasil pengukuran sinyal listrik. Pemberian udara kering dari kompressor ke dalam guide tube detektor neutron terbukti sangat efektif untuk menurunkan kelembaban udara dari sekitar 62% menjadi 6% sedangkan temperatur tetap sekitar 21-22°C. Sedangkan tingkat kestabilan sistem dan ketelitian bagian penguat amplifier masing-masing detektor fluks neutron masih bagus sekitar 98%. Kata kunci: Detektor fluks neutron, pengukuran, kelembaban, sinyal listrik, degradasi.

KARAKTERISTIK UJI FUNGSI PENGISIAN NITROGEN CAIR DENGAN FASILITAS SISTEM PEMURNIAN HELIUM (SPH)

Joko Prasetio W, Sriyono, Almira Citra A, Kussigit Santosa, Alim Mardi, Darlis Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir

Email: jokopn@batan.go.id

ABSTRAK

KARAKTERISTIK UJI FUNGSI PENGISIAN NITROGEN CAIR DENGAN FASILITAS SYSTEM PEMURNIAN HELIUM (SPH). Fasilitas sistem pemurnian Helium adalah salah satu fasilitas uji untuk menghasilkan gas helium sebagai gas murni dan disini dimasukkan juga gas krypton 3 persen, gas oksigen 2 persen dan gas nitrogen 2 persen gas ini sebagai gas pengotor. Nitrogen cair mempunyai tekanan 60 bar dan temperatur minus 200 ºC. Tujuan dari karakteristik uji fungsi ini adalah untuk pengisian nitrogen cair dengan fasilitas sistem pemurnian helium (SPH). Tangki kriogenik terbuat dari bahan stainless steel 304 dengan tebal dinding 5 mm, tangki kriogenik mempunyai tinggi 1900 mm dan diameter tangki sisi dalam 650 mm dan sisi luar 750 mm. Hasil dari karakteristik uji fungsi ini menghasilkan temperatur mencapai minus 160 ºC dengan pengisian selama 105 menit. Karakteristik uji fungsi ini dengan temperatur yang sesuai dengan karakteristik uji fungsi yang diharapkan berjalan dengan baik. Kata kunci : Nitrogen Cair, Helium, Krypton, Oksigen, Nitrogen, SPH

ID-9

ID-15

| 15

MONITORING DAN PENGUKURAN WAKTU RESPON DETEKTOR

NEUTRON PADA RSG-GAS

Yoyok Dwi Setyo Pambudi1, Muhammad Subekti1, Sujarwono2, Ranji Gusman2 1Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Puspiptek Serpong Gd 80 Tangerang Selatan

2Pusat Reaktor Serba Guna – BATAN, Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan, 15310

Email: dwisetyo@batan.go.id

ABSTRAK MONITORING DAN PENGUKURAN WAKTU RESPON PADA DETEKTOR NEUTRON REAKTOR GA SIWABESSY. Keselamatan adalah kondisi yang harus selalu tercapai dalam pengelolaan sebuah reaktor nuklir dari saat pembangunan, pengoperasian hingga selesai proses dekomisioning. Hingga saat ini dengan beroperasi selama lebih dari 30 tahun, Reaktor Serba Guna - G.A. Siwabessy mengalami penuaan pada sistem dan struktur dan komponennya. Penelitian ini membahas tentang penuaan pada sistem SIK, terutama sensor neutron. Hasil yang diperoleh adalah waktu rerata respon sensor neutron sebesar 67,23 ms hingga terbesar 81,13 ms dan monitoring detektor JKT03 CX811 ~ 841, dan verifikasi korelasi silang dengan monitoring detektor daya JKT04 DX01. Kata kunci: waktu respon, online monitoring, penuaan reaktor

ANALISIS TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH PADA LIQUID METAL FAST BREEDER REACTOR DENGAN PENDINGIN NA, NAK, PB

DAN PB-BI

Refi Juita, Dian Fitriyani

Laboratorium Fisika Nuklir, Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Andalas

Kampus UNAND Limau Manih, Padang 25163, Indonesia

Email: juitarevika@gmail.com ABSTRAK

ANALISIS TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH PADA LIQUID METAL FAST BREEDER REACTOR DENGAN PENDINGIN NA, NAK, PB DAN PB-BI. Telah dilakukan analisis tingkat sirkulasi alamiah pada LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) dengan bahan pendingin Na, NaK, Pb dan Pb-Bi. Perhitungan neutronik dan termalhidrolik pada penelitian ini menggunakan program DTRIDI berbasis delphi7 yang merupakan program simulasi untuk desain teras tiga dimensi (xyz). Teras LMFBR dirancang dengan bahan bakar UN-PuN dan beroperasi pada daya 150 MWth. Simulasi diawali dengan perhitungan neutronik yang memberikan hasil faktor multiplikasi neutron yang digunakan untuk perhitungan termalhidrolik sehingga diperoleh distribusi temperatur dan penurunan tekanan. Analisis tingkat sirkukasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik, dimana laju aliran massa pendingin total diturunkan secara bertahap untuk mensimulasikan hilangnya daya pompa pada keadaan kecelakaan ULOF (Unprotected Lost Of Flow). Tingkat sirkulasi alamiah diperoleh dari grafik perpotongan antara pressure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir pendingin total. Sirkulasi alamiah tercapai lebih cepat pada penggunaan bahan pendingin Pb dan Pb-Bi yaitu sekitar 27,5 % dari laju aliran pendingin mula-mula, sedangkan untuk penggunaan pendingin Na dan NaK hampir tidak terjadi sirkulasi alamiah yang berarti reaktor dalam keadaan bahaya jika terjadi kecelakaan ULOF. Kata kunci: sirkulasi alamiah, LMFBR, ULOF, Na, NaK, Pb, Pb-Bi

ID-50

ID-57

| 16

ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA

GUNA G.A. SIWABESSY

Mike Susmikanti1, Entin Hartini1, Purwadi2 1Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN, Kawasan Puspiptek, Tangerang 15310

2Pusat Reaktor Serba Guna, BATAN, Kawasan Puspiptek, Tangerang Selatan,15310

ABSTRAK

ANALISIS KEANDALAN KOMPONEN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR SERBA GUNA G.A. SIWABESSY. Analisis keandalan komponen diperlukan pada manajemen penuaan Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS). Sistim basis data RSG-GAS belum digunakan secara optimal untuk mengkaji keandalan komponen. Telah dilakukan pembuatan sistim basis data yang belum dimanfaatkan berkaitan dengan kegiatan manajemen perawatan dan kerusakan yang dapat membantu analisis keandalan komponen. Dengan sistim basis data dapat dilakukan pencarian data atau informasi yang diperlukan secara cepat. Terdapat beberapa cara dan tinjauan untuk melakukan analisis keandalan. Analisis keandalan belum dilakukan terhadap komponen sistim keselamatan. Penelitian ini bertujuan melakukan analisis keandalan komponen sistim keselamatan melalui kegiatan perawatan dan perbaikan kerusakan dalam kurun waktu tahun 2005-2015 (Teras nomer 55 sampai 88). Kegiatan penelitian ini meliputi pencarian dan pengumpulan informasi melalui sistim basis data khususnya perawatan dan perbaikan kerusakan komponen sistim keselamatan RSG-GAS terhadap Teras 55-88. Pembentukan sebaran frekuensi perawatan dan kerusakan komponen sistim keselamatan Teras 55-88 digunakan untuk mengetahui frekuensi komponen yang mengalami perawatan dan perbaikan karena kerusakan. Uji kecocokan bentuk sebaran data yang paling sesuai dilakukan terhadap komponen sistim keselamatan yang mengalami kerusakan serta estimasi parameter waktu kerusakan. Hasil analisis yang dilakukan menunjukkan informasi sebaran frekuensi tertinggi beberapa komponen sistem keselamatan yang mengalami perawatan dan kerusakan dalam kurun waktu tahun 2005-2015. Melalui uji kecocokan diperoleh jenis sebaran data kerusakan beberapa komponen sistem keselamatan serta rata-rata waktu kerusakan yang mencerminkan karakteristik keandalan komponen tersebut. Hasil tersebut menunjukkan bahwa interval waktu perawatan komponen sistem keselamatan memiliki efisiensi yang baik dibandingkan interval waktu kerusakan. Kata kunci : Manajemen Penuaan, Analisis Keandalan, Komponen Sistim Keselamatan, RSG-GAS

EVALUASI PENGAMBILAN PANAS PADA TERAS RSG-GAS UNTUK

MENUNJANG OPERASI 30 MW

Muh. Darwis Isnaini, M. Subekti 1 PTKRN-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd. 80 Setu Tangerang Selatan)

email: darwis@batan.go.id

ABSTRAK EVALUASI PENGAMBILAN PANAS PADA TERAS RSG-GAS UNTUK MENUNJANG OPERASI 30 MW. Analisis untuk mengevaluasi kinerja operasi RSG-GAS pada daya tinggi kondisi tunak dengan pendinginan konveksi perlu dilakukan. Evaluasi dilakukan pada sub kanal rerata dan sub kanal panas, berdasarkan data operasi. Tujuan penelitian untuk memperoleh tingkat keselamatan operasi RSG-GAS setelah 30 tahun beroperasi ke data evaluasi pengambilan panas. Analisis dilakukan dengan berdasarkan pada data pengukuran laju alir dan temperatur pendingin masukan dan keluaran reaktor masing-masing pada saat operasi daya 30 MW. Perhitungan laju alir dilakukan dengan kode CAUDVAP, sedangkan perhitungan termohidrolika dilakukan dengan kode COOLOD-N2/RR dan PARET/ANL. Hasil evaluasi menujukkan bahwa hasil pengukuran dan perhitungan laju alir menunjukkan laju alir di elemen RSG-GAS lebih besar dari laju alir minimum 45,36 m3/jam. Hasil perhitungan untuk sub kanal panas menunjukkan bahwa temperatur maksimum tengah meat bahan bakar dan permukaan pelat masing-masing 23,31°C dan 23,01°C lebih rendah dibanding temperatur maksimum tengah meat bahan bakar dan permukaan pelat desain pada awal siklus. Adapun marjin keselamatan terhadap ketidakstabilan aliran sebesar 5,40 dan DNBR minimum sebesar 2,58. Masing-masing nilai tersebut lebih besar dibanding marjin keselamatan minimum dan DNBR minimum yang dipersyaratkan untuk daya nominal 30 MW. Berdasarkan hasil evaluasi operasi tersebut dapat disimpulkan bahwa masih terdapat rentang marjin yang besar pada temperatur dan marjin keselamatan untuk RSG-GAS dapat beroperasi pada daya nominal dengan selamat. Kata kunci: Evaluasi operasi, RSG-GAS, CAUDVAP, COOLOD-N2/RR, PARET/ANL.

ID-60

ID-63

| 17

COMPARISON BETWEEN SIMULATION AND ANALYTICAL METHOD

RELIABILITY DATA ANALYSIS : A CASE STUDY ON COMPONENT OF SSC RSG-GAS

Entin Hartini1), Mike Susmikanti1), Santosa Pujiarta2)

1)Center for Nuclear Reactor Technology and Safety (PTKRN Batan), 2)Center For Multipurpose Reactor (PRSG Batan) Kawasan Puspiptek,Tangerang Selatan, 15310

Email: entin@batan.go.id

ABSTRACT

COMPARISON BETWEEN SIMULATION AND ANALYTICAL METHOD RELIABILITY DATA ANALYSIS : A CASE STUDY ON COMPONENT OF SSC RSG-GAS. Reliability analysis of component/system is an important part of asset management. Prediction of component/system failure values can optimize maintenance costs or minimize failures. With the degradation of components in the SSC, it is necessary to include the uncertainty of input parameters in the reliability analysis. Monte Carlo simulation (MCS) is a simulation method that includes uncertainty in input parameters. The study was conducted on the components of the purification system at level reliability improvement. The purpose of the research is to compare analytical methods and simulations on reliability analysis. Simulation uses the MCS method to determine the opportunities for the functioning of a SSC. MCS uses random numbers during the simulation process. The random number is based on the probability distribution data of time to failure (TTF) with the number of N random sample generation of 20, 100, 500 and 1000. The data used is time data between damage to components of the SSC on RSG-GAS. The results obtained are the reliability values for components based on analytical and simulation methods and the comparison of the two methods. Reliability values at 150 days TTF for components JE01/AP-01-02 using analytical methods are 0.6591 and simulation methods for N = 20, 100, 500, 1000 are 0.5557, 0.6443, 0.6103 and 0.6554 respectively. While the reliability values for components KBE01/AP-01-02 using analytical methods are 0.2516 and the simulation methods are 0.1891, 0.2405, 0.2165 and 0.2493, respectively. This shows that MCS is quite rational used to predict component reliability. Keywords: simulation, analytics, component reliability, SSC, RSG-GAS

KARAKTERISTIK SIPHON REAKTOR RISET

BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT

Reinaldy Nazar, Jupiter Sitorus Pane PSTNT – BATAN, Jl. Tamansari No. 71, Bandung, 40132

Email: reinaldynazar@batan.go.id

ABSTRAK

KARAKTERISTIK SIPHON REAKTOR RISET BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT. Dalam mengkonversi reaktor riset jenis TRIGA berbahan bakar bentuk batangan ke reaktor riset berelemen bakar tipe pelat dilakukan beberapa modifikasi, diantaranya perubahan sistem pendinginan teras menjadi konveksi paksa. Meskipun proses pendinginan teras reaktor tersebut dilakukan dengan cara konveksi paksa, perlu juga dianalisis karakteristik siphon untuk proses pendinginan teras reaktor dengan moda konveksi alamiah ketika pompa primer kehilangan catu daya listrik. Kegiatan ini dilakukan menggunakan paket program CFD. Hasil penelitian menunjukkan bahwa siphon dengan diameter 0,2032 m - 0,0064 m mampu menjaga eksistensi teras reaktor riset berelemen bakar tipe pelat ketika pendinginan teras dilakukan dengan konveksi alamiah, diantaranya siphon berdiameter 0,1524 m mampu menjaga eksistensi teras reaktor dengan perolehan temperatur permukaan elemen bakar tipe pelat = 86,853 oC dan temperatur air pendingin primer yang membasahinya = 83,498 oC. Temperatur ini masih berada di bawah temperatur saturasi 112,4 oC. Perlu diketahui diameter siphon optimum supaya tidak memerlukan katup siphon yang mencegah aliran dari teras kembali ke teras tanpa melalui tangki tunda dan penukar panas ketika reaktor beroperasi normal dengan pendinginan konveksi paksa. Kata kunci: konversi reaktor, elemen bakar tipe pelat, siphon

ID-64

ID-69

| 18

DEFORMASI RPV WALL SELAMA PENGUJIAN PEMANASAN DI

POSISI VERTIKAL PADA PROTOTIPE HEATING ELEMENT SEGMENTS UNTUK PEMANAS UNTAI UJI RCCS-RDNK

Muhamad Zulfikar1, Dwi Yuliaji2, Mulya Juarsa3, Rahayu Kusumastuti3, G. Bambang Heru K3, Giarno3, Dedi

Haryanto3

1Mahasiswa Teknik Mesin, Fakultas Teknik dan Sains Universitas Ibn Khaldun Bogor 2 Dosen Teknik Mesin, Fakultas Teknik dan Sains Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. Sholeh Iskandar, Kedung Badak, Kec.

Tanah Sareal, Kota Bogor, Jawa Barat 16162 3.Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional,Gd.80 Kawasan PUSPITEK, Setu,

Tangerang Selatan 15310 Banten Email: Muhamad.zulfikar80@yahoo.com

ABSTRAK DEFORMASI RPV WALL SELAMA PENGUJIAN PEMANASAN DI POSISI VERTIKAL PADA PROTOTIPE HEATING ELEMENT SEGMENTS UNTUK PEMANAS UNTAI UJI RCCS-RDNK. Untai Uji RCCS – RDNK mengadopsi konveksi paksa air sebagai fluida kerja menggunakan pompa listrik, yang merupakan teknologi konvensional yang diperlukan untuk mengamankan suhu dan interitas struktur dan bahan bakar setelah reactor dimatikan. Heating element segment merupakan komponen pemanas di Untai Uji RCCS-RDNK. Pengoperasian heating element segment akan menghasilkan temperature panas yang meningkat dan tertutup dibagian dalam RPV Wall. RPV Wall yang terkonveksi panas akan membuat material stainless steel terdeformasi. Deformasi yang terjadi pada permukaan H = 1,75 mm, L1 = 0,84 mm, L2= 0,79 mm, L3 = 0,8 mm, dan L4 = 0,81 mm dengan deformasi rata – rata 0,99 mm. Kata kunci: Deformasi, Untai Uji RCCS – RDNK, konveksi paksa air, interitas struktur

ID-71

| 19

Kelompok 2 : Bahan Bakar, Proteksi dan Lingkungan

VARIASI STRATEGI INTRUSI DAN PENDEKATAN STOKASTIK PADA ANALISIS SISTEM PROTEKSI FISIK FASILITAS NUKLIR

Yanuar Ady Setiawan

Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada Jl. Grafika No. 2, Yogyakarta

Email: yanuaradysetiawan@ugm.ac.id

ABSTRAK VARIASI STRATEGI INTRUSI DAN PENDEKATAN STOKASTIK PADA ANALISIS SISTEM PROTEKSI FISIK FASILITAS NUKLIR. Sistem proteksi fisik untuk menghadapi pencurian atau sabotase terhadap fasilitas nuklir perlu dievaluasi secara berkala. Analisis Adversary Sequence Diagram (ASD) dengan Critical Detection Point (CDP) untuk mendapat jalur intrusi paling rentan yang kemudian dianalisis dengan model Estimate of Adverary Sequence Interruption (EASI) adalah prosedur yang sering digunakan. Penerapan variasi strategi intrusi dalam analisis ASD dan model EASI menunjukkan prosedur tersebut tidak selalu tepat. Model EASI juga dikembangkan dengan menerapkan pendekatan stokastik dalam memodelkan ketidakpastian performa deteksi serta memberikan nilai ketidakpastian probabilitas interupsi. Kata kunci: strategi intrusi, stokastik, sistem proteksi fisik, probabilitas, EASI

APLIKASI ISOTOP ALAM 14C UNTUK MENENTUKAN UMUR AIR TANAH AKUIFER DALAM DI KAWASAN NUKLIR PASAR JUMAT JAKARTA

Satrio, Rasi Prasetio dan Bungkus Pratikno

Pusat Aplikasi Isotop dan Radiasi – BATAN Email: satrio@batan.go.id

ABSTRAK

APLIKASI ISOTOP ALAM 14C UNTUK MENENTUKAN UMUR AIR TANAH AKUIFER DALAM DI KAWASAN NUKLIR PASAR JUMAT JAKARTA. Telah dilakukan penelitian air tanah akuifer dalam yang ada di Kawasan Nuklir Pasar Jumat (KNPJ) Jakarta. Penelitian ini merupakan aplikasi isotop alam 14C dengan tujuan mengetahui umur air tanah akuifer dalam yang ada di KNPJ tersebut. Penelitian ini dilakukan dalam dua tahap, yaitu di lapangan dan di laboratorium. Di lapangan, yaitu meliputi pengambilan 60 liter sampel air dan proses pengendapan CO2 terlarut menjadi endapan BaCO3 menggunakan FeSO4.7H2O, NaOH, BaCl2 dan Praestol. Di laboratorium, yaitu analisis sampel yang meliputi konversi BaCO3 menjadi CO2, absorpsi CO2 oleh larutan Carbosorb/Permafluor dan pencacahan aktivitas 14CO2 menggunakan Liquid Scintillation Analyzer Perkin Elmer 2910TR. Hasil analisis sampel menunjukkan bahwa untuk Sumur-1 diperoleh data percent modern carbon (pMC) sebesar 93,77 dan umur sekitar 532 tahun BP (before present=1950). Sementara untuk Sumur-2 diperoleh data pMC sebesar 81,77 dan umur sekitar 1664 BP. Untuk daerah yang didominasi sedimen, air tanah Sumur-1 tergolong berumur muda yang mengindikasikan adanya pengaruh air tanah akuifer dangkal sekitarnya atau dominan berasal dari local recharge. Kata Kunci: aplikasi isotop, isotop alam 14C, umur air tanah, akuifer dalam, KNPJ Jakarta

ID-3

ID-5

| 20

ANALISIS KOMPOSISI UNSUR DAN FASA PADA SERBUK PADUAN U-Zr-Nb

PASCA HIDRIDING-DEHIDRIDING

Masrukan M, Saga Octa D, M.H Alhasa Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN)-BATAN

Kawasan Puspiptek, Setu, Tangerang Selatan Email : masrukan2006@yahoo.com

ABSTRAK ANALISIS KOMPOSISI UNSUR DAN FASA PADA SERBUK PADUAN U-Zr-Nb. Telah dilakukan analisi komposisi dan fasa pada serbuk paduan U-Zr-Nb. Dibuat serbuk U-Zr-Nb dari ingot U-Zr-Nb melalui proses hidriding-dehidriding. Serbuk U-Zr-Nb mempunyai komposisi U menyesuaikan berat Zr, komosisi Zr tetap sebesar 6% sedangkan Nb bervariasi yakni sebesar 2, 5, dan 8 % (U-6Zr-2Nb, U-6Zr-5Nb, dan U-6Zr-8Nb). Serbuk yang diperoleh selanjutnya dikenai pengujian komposisi unsur dan fasa. Pengujian komposisi unsur menggunakan spektroskopi serapan atom (AAS) dan ultra violet (UV Vis) sedangkan fasa menggunakan difraktometer sinar X (XRD). Tujuan analisis komposisi unsur dan fasa adalah untuk mnentukan unsure penyusun dan pengotor serta fasa yang terbentuk pada paduan U-Zr-Nb. Hasil analisis komposisi unsur menunjukkan bahwa kandungan U di dalam masing-masing paduan U-6Zr-2Nb, U-6Zr-5Nb, dan U-6Zr-8Nb tidak berbeda jauh dengan yang direncanakan, dimana selisih berat antara hasil uji dengan yang direncanakan masing-masing sebesar 2,693 %; 3,432 %; dan 2,447 %. Hasil uji kandungan Zr di dalam masing-masing serbuk diperoleh bahwa perbedaan berat antara yang direncanakan dengan hasil uji masing-masing sebesar 3,666 %; 2,850 % dan 3,200 %. Untuk hasil analisis unsur pengotor diperoleh unsure Al, Cu, Fe, dan Mn melebihi persyaratan yang diijinkan. Dari analisis fasa diperoleh bahwa

Hasil analisis fasa diperoleh pada masing-masing sampel yakni fasa α dan senyawa UO2, dimana fasa

merupakan fasa yang dominan. Kandungan fasa U tertinggi terdapat pada U-6Zr-5Nb yakni sebesar 92,108 %. Kata kunci : Analisis komposisi, unsur, fasa, serbuk U-Zr-Nb

PENGARUH KECEPATAN PENGADUKAN TERHADAP UKURAN PARTIKEL CrPO4 SEBAGAI BAHAN PEMBUAT SKIN PATCH

BERTANDA RADIOISOTOP 32P

Wira Y. Rahman*, Endang Sarmini, Herlina, Hambali, Abidin, Sriyono, Arni Aries Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR) – BATAN

Gd. 11 Kawasan PUSPIPTEK Serpong, 15314 *E-mail: wira@batan.go.id

ABSTRAK PENGARUH KECEPATAN PENGADUKAN TERHADAP UKURAN PARTIKEL CrPO4 SEBAGAI BAHAN PEMBUAT SKIN PATCH BERTANDA RADIOISOTOP 32P. Serbuk kromik fosfat digunakan sebagai bahan aktif dalam pembuatan skin patch bertanda radioisotop 32P untuk pengobatan keloid. Tujuan penelitian ini adalah melihat pengaruh kecepatan pengadukan terhadap ukuran partikel hasil sintesis koloid CrPO4. Koloid kromik fosfat dibuat menggunakan metoda kondensasi dengan reaksi reduksi oksidasi. Asam kromat direaksikan dengan asam sulfat untuk mendapatkan kromik fosfat (CrPO4). Cr (VI) akan direduksi menjadi Cr (III) dengan natrium sulfit (Na2SO3) sebagai reduktor. Koloid CrPO4 hasil sintesis diukur besar partikelnya. Ukuran partikel koloid sangat dipengaruhi oleh kecepatan pengadukan. Hasil penelitian ini menunjukkan bahwa kecepatan pengadukan 300 rpm dan sonikasi selama 10 menit didapatkan serbuk CrPO4 berukuran 919,4 ± 168,8 nm dengan komposisi Cr (III) sebesar 47,43% pada energi 5,411 keV, unsur P 10,28%, energi 2,013 keV dan unsur Na 3,51%, energi 0,141 keV. Ukuran partikel serbuk CrPO4 berbentuk polydisperse karena nilai σg > 1,25 nm. Kata kunci: radioisotop 32P, sintesis koloid CrPO4, kecepatan pengadukan, ukuran partikel

ID-18

ID-21

| 21

PEMBAKUAN METODE ANALISIS FISIKOKIMIA BAHAN BAKAR

U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI

Aslina Br.Ginting, Yanlinasuti, Boybul, Arif Nugroho, Supardjo Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN

Gd.20.Kawasan Puspiptek,Tangerang Selatan aslina@batan.go.id

ABSTRAK PEMBAKUAN METODE ANALISIS FISIKOKIMIA BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI. Pembakuan metode uji pasca iradiasi atau Post Irradiation Examination (PIE) PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 telah dilakukan berdasarkan ASTM dan hasil penelitian PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Pembakuan metode yang dilakukan meliputi penentuan distribusi hasil fisi, pemotongan PEB, pelarutan, pemisahan dan analisis hasil fisi khususnya perbandingan isotop 134Cs/137Cs dan isotop 235U serta metode perhitungan burn up. Penelitian ini dilakukan dengan tujuan untuk mendapatkan metode baku untuk penentuan distribusi isotop hasil fisi, pemisahan dan analisis isotop hasil fisi 134Cs/137Cs dari isotop 235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi. Pemisahan 134Cs/137Cs dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung,sedangkan pemisahan 235U dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex. Kandungan isotop 134Cs/137Cs dan 235U selanjutnya digunakan untuk perhitungan burn up. Hasil pembakuan metode ini siap digunakan di hotcell untuk melalukan analisis fisikokimia bahan bakar PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gu/cm3 pasca iradiasi. Kata kunci: metode baku, fisikokimia, PEB U3Si2/Al,densitas, pasca iradiasi

KONSENTRASI RADON DALAM RUMAH (RADON INDOOR) DI WILAYAH MALUKU UTARA

Wahyudi, Ilma Dwi Winarni, Kusdiana, Oktisya Devi Widyaningsih Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jalan Lebak Bulus Raya No.49, Jakarta 12440

Email: wah_yudi@batan.go.id

ABSTRAK

KONSENTRASI RADON DALAM RUMAH (RADON INDOOR) DI WILAYAH MALUKU UTARA. Telah dilakukan pemetaan dan penentuan konsentrasi radon di rumah penduduk (radon indoor) wilayah Pulau Halmahera, Provinsi Maluku Utara. Data yang didapatkan berguna untuk membuat kebijakan kesehatan akibat radon di Indonesia dan juga merupakan kontribusi Indonesia di dunia internasional melalui UNSCEAR, IAEA, dan WHO. Pemetaan dilakukan menggunakan sistem grid 40 km x 40 km, di mana pada setiap grid terdapat 5-10 detektor radon pasif yang dipasang di dalam rumah penduduk selama 3 sampai 4 bulan. Setelah waktu paparan selesai, detektor diproses etsa

menggunakan larutan NaOH 6,25 N pada suhu 70 C di dalam oven selama 7 jam untuk menumbuhkan jejak partikel alfa dari radon. Jejak yang timbul kemudian dibaca menggunakan mikroskop dengan perbesaran 400x. Banyaknya jumlah jejak partikel alfa pada CR-39 menunjukkan besarnya konsentrasi radon di dalam rumah. Diketahui bahwa konsentrasi radon di Pulau Halmahera dalam rentang 2,47 ± 0,17 Bq/m3 sampai dengan 47,02 ± 2,95 Bq/m3 dengan rerata 14,12 ± 1,29 Bq/m3. Data konsentrasi radon di dalam rumah dan lokasi GPS selanjutnya dimasukkan ke dalam Software MapInfo v.10.5 untuk dibuat suatu peta sebaran radon. Selain data tingkat konsentrasi radon di dalam rumah penduduk, komponen yang juga dihasilkan dari penelitian ini adalah peta radon indoor Pulau Halmahera, Provinsi Maluku Utara yang merupakan bagian dari peta radon indoor wilayah Indonesia. Kata kunci: CR-39, Halmahera, konsentrasi, pemetaan, radon.

ID-22

ID-25

| 22

PEMISAHAN URANIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96

gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR ANION

Yanlinastuti, Boybul, Iis Haryati, Sutri Indaryati, S Fatimah, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN

Email : ellyhasta@yahoo.com

ABSTRAK PEMISAHAN URANIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR ANION. Telah dilakukan pemisahan uranium dalam bahan bakar PEB U3Si2/Al pasca iradiasi pada potongan bagian Top (T), Middle (M) danBottom (B) menggunakan metode kolom penukar anion. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kandungan isotop uranium dalam bahan bakar PEB U3Si2/Al hasil pemisahan dengan kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1-x8 dalampelarut organik. Pemisahan menggunakan 2 tahapyaitu larutan umpan pada tahap pemisahan kolom pertama menggunakan larutan organik campuran HNO3 3M dengan metanol 50%, pada pemisahan kolom kedua digunakan media pelarut HCl 6M dengan metanol dalam perbandingan 10:90% volume. Larutan umpan dipanaskan hingga kisat kemudian ditambahkan campuran larutan HNO33M dan methanol.Pemisahan pada kolom pertama larutandimasukkan ke dalam kolom yang berisi resin Dowex 1X8 yang telah dikondisikan menggunakan HNO3 2M serta larutan campuran HNO3 3M dan metanol. Umpan dimasukkan ke dalam resin sambil dialirkan dengan kecepatan 0,5 mL/menit. Efluen uranium hasil pemisahan dipanaskan hingga kisat dan ditambahkan larutan campuran HCl 6M dan metanol 10:90%, kemudian dilakukan pemisahan kedua dengan resin yang sudah dikondisikan dengan HCl 6M dan metanol 10:90%. Larutan umpan dialirkan dengan kecepatan 0,5 mL/menit, uranium yang ada dalam kolom dielusi menggunakan HCl 0,15M, efluen uranium hasil elusi dikisatkan dan dikenakan proses elektrodeposisi untuk dilakukan pengukuran menggunakan spektrometer alpha. Hasil pemisahan dan pengukuran bahwa dalam supernatan PEB U3Si2/Al untuk masing-masing kode T, M dan B telah diperoleh kandungan uranium dalam larutan pasca iradiasi berturut-turut sebesar 20,236 μg; 14,956 μg dan 15,785 μg yang siap digunakan untuk perhitungan burn up. Kata kunci: uranium, penukar anion, resin Dowex 1x8, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.

PEMISAHAN URANIUM DARI PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3

PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN RESIN DOWEX 1X8 DALAM MEDIA SULFAT

Boybul, Yanlinastuti, Iis Haryati, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN

Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : boybul@batan.go.id

ABSTRAK PEMISAHAN URANIUM DARI PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN RESIN DOWEX 1X8 DALAM MEDIA SULFAT. Telah dilakukan pemisahan isotop uranium dalam larutan pasca iradiasi menggunakan kolom penukar anion dalam media sulfat. Pada penelitian terdahulu telah dilakukan optimasi parameter pemisahan uranium dengan pelarut campuran HCl dan Na2SO4, telah diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar 68,2137 % dengan metode kolom penukar anion menggunakan pelarut HCl 12 M [14]. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan kandungan isotop uranium dalam larutan U3Si2/Al pasca iradiasi untuk perhitungan burn-up bahan bakar nuklir. Larutan standar uranyl nitrat sebanyak 500 µL digunakan sebagai umpan dengan larutan HCl variasi konsentrasi 6M; 9M; 12M dan larutan Na2SO4 variasi konsentrasi 500 ; 1000 ; 1500 ; 2000 ; 2500 dan 3500 ppm sebagai larutan pereaksi. Dalam proses penukar anion, uranium terikat dalam resin dalam senyawa kompleks [UO2(SO4 )3]4- dan [UO2(SO4 )2]2-, kemudian dielusi menggunakan larutan HCl encer 0,15 M sebanyak 15 mL. Hasil elusi dipanaskan sampai kisat dan ditambahkan 1 mL larutan HNO3 dan dipanaskan lagi sampai hampir kisat untuk dilakukan proses elektrodeposisi. Planset stainless steel yang telah terdeposisi uranium kemudian dicacah menggunakan spektrometer alpha. Hasil pengukuran isotop uranium diperoleh kandungan 235U yang paling besar pada penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm dengan rekoveri pemisahan sebesar 95,7124 %. Optimasi parameter pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm selanjutnya digunakan untuk pemisahan uranium di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Supernatan U3Si2/Al potongan bagian atas, tengah dan bawah PEB dipipet masing-masing sebanyak 500 µL sebagai umpan, kemudian dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang telah diberi resin Dowex-Cl sebanyak 1 gram. Dari hasil pemisahaan diperoleh kandungan isotop 235U pada PEB U3Si2/Al pasca iradiasi potongan bagian atas, tengah dan bawah masing-masing sebesar 0.014655 g/g PEB; 0.018303 g/g PEB; dan 0.023830 g/g PEB. Penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm dalam metode kolom penukar anion dapat meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dari 68,2137 % menjadi 95,7124 %. Kata kunci: pemisahan, uranium, rekoveri, pelarut HCl dan Na2SO4

ID-32

ID-35

| 23

ANALISIS PENETRASI DAN KESERAGAMAN DOSIS SERAP PADA

PEMAYAR MESIN BERKAS ELEKTRON GJ-2 DENGAN ARUS BERKAS ELEKTRON 2 mA DAN ENERGI 1,5 MeV

Arif Rachmanto, Paulus Supandi

BATAN, Jl. Lebak Bulus Raya No 49, Jakarta 12440 Email : arif_rachmanto@batan.go.id

ABSTRAK

ANALISIS PENETRASI DAN KESERAGAMAN DOSIS PADA PEMAYAR MESIN BERKAS ELEKTRON GJ-2 DENGAN ARUS BERKAS ELEKTRON 2 mA DAN ENERGI 1,5 MeV. Mesin berkas elektron merupakan mesin yang dimanfaatkan untuk proses iradiasi dengan sumber radiasi berkas elektron. Mesin berkas elektron memiliki penetrasi lebih kecil dibandingkan iradiator gamma. Besarnya penetrasi mesin berkas elektron sangat dipengaruhi oleh energi. Mesin berkas elektron mengiradiasi produk selebar dan sepanjang pemayar. Hal tersebut berbeda dengan iradiator gamma yang dapat mengiradiasi ke segala arah. Nilai penetrasi dan keseragaman dosis pada pemayar perlu diketahui untuk memastikan kelayakan pakai mesin berkas elektron dan mendapatkan hasil iradiasi yang efisien, optimal dan tepat dosis . Nilai penetrasi didapatkan dengan mengiradiasi tumpukan dosimeter CTA (Celluse Tri Acetate) lalu menghitung nilai penetrasi yang mengenai dosimeter tersebut. Nilai keseragaman dosis pada sepanjang emayar didapatkan dengan mengiradiasi dosimeter pada daerah sepanjang pemayar lalu tentukan daerah yang memiliki nilai dosis yang stabil. Data penelitian menunjukan dosis serap maksimum pada penetrasi 0,23 gr/cm2, penetrasi maksimum dan optimal pada 0,389 gr/cm2 dan 0,730 gr/cm2. Daerah selebar pemayar yang memiliki keseragaman dosis yang baik terletak 7,5 cm dari ujung kiri dan kanan pemayar, dengan nilai rasio keseragaman dosis 1,15. Hasil penelitian ini menunjukkan mesin ini layak digunakan untuk proses iradiasi dan dapat dijadikan pedoman bagi petugas untuk melaksanakan proses iradiasi mesin berkas elektron gj-2 untuk mendapatkan hasil iradiasi tepat dosis sehingga proses iradiasi berjalan efisien dan optimal. Kata kunci : mesin berkas elektron, penetrasi, dosis serap, rasio keseragaman dosis, pemayar

ID-49

| 24

Kelompok 3 : Manajemen dan Peraturan

MENUJU APLIKASI KETENAGANUKLIRAN YANG AMAN DAN ANDAL MELALUI BATAN 4.0

Eri Hiswara

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jalan Lebak Bulus Raya No.49, Jakarta Selatan

E-mail: e.hiswara@batan.go.id

ABSTRAK

MENUJU APLIKASI KETENAGANUKLIRAN YANG AMAN DAN ANDAL MELALUI BATAN 4.0. Revolusi Industri 4.0, yang kini lebih dikenal dengan Industri 4.0, adalah istilah yang digunakan untuk proses pengembangan di bidang manufaktur dengan adanya digitalisasi. Industri 4.0 memanfaatkan otomatisasi proses manufaktur ke tingkat yang baru dengan memperkenalkan teknologi produksi massal yang dapat disesuaikan dan fleksibel. Tanpa dapat dihindari semua organisasi harus mampu mengadaptasi perkembangan yang dibawa oleh Industri 4.0. Untuk ini Pemerintah Indonesia melalui Kementerian Perindustrian telah meluncurkan inisiatif yang disebut sebagai “Making Indonesia 4.0” yang terdiri atas lima sektor manufaktur yang menjadi fokus dan sepuluh prioritas nasional yang ditetapkan untuk memperkuat struktur perindustrian di Indonesia. Dengan mempertimbangkan inisiatif yang dikandung “Making Indonesia 4.0”, peluang yang ada serta tantangan yang dihadapi BATAN, makalah ini mengusulkan inisiatif atau kegiatan yang disebut sebagai “BATAN 4.0” yang juga terdiri atas lima sektor fokus kegiatan dengan sepuluh prioritas penunjang. Inisiatif ini diharapkan dapat membangun dan memperkuat kepercayaan semua kalangan terhadap keamanan dan keandalan aplikasi teknologi nuklir di berbagai bidang dalam rangka meningkatkan taraf hidup dan kesejahteraan masyarakat Indonesia. Kata kunci: aplikasi ketenaganukliran, BATAN 4.0, aman, andal

PENGKAJIAN PENERAPAN ISO 19443:2018 PADA PENGGUNAAN ENERGI NUKLIR DI INDONESIA

Suzie Darmawati, Sigit Santosa, Anggrani Ratih Kumaraningrum, Jepri Sutanto, Hanna Yasmine, Sugiyarto,

Pudji Sulisworo, Budi Santoso Pusat Standardisasi dan Mutu Nuklir BATAN, Kawasan Nuklir Serpong Gedung 71,

Setu, Tangerang Selatan, Indonesia, E-mail: sdarmawati@batan.go.id

ABSTRAK PENGKAJIAN PENERAPAN ISO 19443:2018 PADA PENGGUNAAN ENERGI NUKLIR DI INDONESIA. ISO 19443:2018 adalah sistem manajemen mutu yang memberikan persyaratan spesifik bagi aplikasi ISO 9001:2015 oleh organisasi yang terlibat dalam rantai pasokan sektor energi nuklir yang memasok produk dan jasa yang penting bagi keselamatan nuklir. Sebagai standar yang mengacu pada ISO 9001:2015, kandungan ISO 19443:2018 dapat dikatakan mirip dengan kandungan ISO 9001:2015, kecuali beberapa tambahan yang spesifik untuk sektor nuklir. Makalah ini memberikan uraian mengenai kandungan ISO 19443:2018, dan mengingat pentingnya bagi sektor nuklir mengusulkan agar dapat diadopsi menjadi Standar Nasional Indonesia (SNI). Setelah menjadi SNI selanjutnya BATAN dapat menetapkannya sebagai SNI wajib bagi pemasok produk dan jasa yang penting bagi keselamatan nuklir di lingkungan BATAN. Kata kunci: ISO 19443:2018, sistem manajemen mutu, rantai pasokan, keselamatan nuklir

ID-4

ID-10

| 25

KAJIAN IDENTIFIKASI KETENTUAN KLASIFIKASI KESELAMATAN

STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN REAKTOR NONDAYA

Catur Febriyanto S. Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jl. Gajah Mada no. 8, Jakarta Pusat 10120

email: c.febriyanto@bapeten.go.id

ABSTRAK

KAJIAN IDENTIFIKASI KETENTUAN KLASIFIKASI KESELAMATAN STRUKTUR, SISTEM, DAN KOMPONEN REAKTOR NONDAYA. Dengan telah beroperasinya tiga reaktor nondaya di Indonesia, diharapkan pengalaman-pengalaman selama pengoperasiannya dapat dijadikan acuan dalam pembentukan suatu peraturan. BAPETEN selaku badan pengawas tentunya mengharapkan masukan dari pengalaman-pengalaman tersebut, sehingga lebih mampu terap setelah diundangkan. Pada Tahun 2019, BAPETEN sedang menyusun peraturan badan terkait dengan klasifikasi keselamatan struktur, sistem dan komponen (SSK) instalasi nuklir. Nantinya substansi dari peraturan ini adalah berupa pedoman bagi pemegang izin dalam penetapan klasifikasi keselamatan SSK yang penting untuk keselamatan reaktor nondaya, dan bagi evaluator dalam evaluasi izin. Namun, selama pembentukan peraturan terdapat kendala berupa keterbatasan acuan. Makalah ini menguraikan gambaran serta memberikan beberapa rekomendasi yang dapat digunakan sebagai masukan dalam pembentukan peraturan badan tersebut. Dengan tersedianya peraturan ini, diharapkan over-categorization dalam pengklasifikasian kelas keselamatan SSK yang penting untuk keselamatan reaktor nondaya dapat dihindari. Adapun hasil dari tinjauan tersebut adalah metodologi yang diterapkan di PLTN dapat diterapkan di reaktor nondaya, perlu adanya batas dosis guna mengkarakterisasi konsekuensi keparahan, dan pembagian tiga kelas keselamatan berdasarkan fungsi keselamatan dan pentingnya terhadap keselamatan. Kata kunci: kelas keselamatan, SSK, reaktor nondaya.

PENGEMBANGAN KOMPETENSI PERSONEL DI BIDANG KETENAGANUKLIRAN

Jepri Sutanto, A.Bayu Purnomo, Pudji Sulisworo

Pusat Standardisasi dan Mutu Nuklir, Kawasan Puspiptek Gedung 71, Tangerang Selatan, 15314 Email: jepri@batan.go.id

ABSTRAK

PENGEMBANGAN KOMPETENSI PERSONEL DI BIDANG KETENAGANUKLIRAN. Kompetensi umumnya dikatakan sebagai gabungan dari pengetahuan, keterampilan dan perilaku dari personel. Kompetensi setiap personel beragam berdasarkan Pendidikan dan pengalaman atau jam terbang serta pelatihan. Perlunya pengembangan dan peningkatan kompetensi di bidang ketenaganukliran sangat diperlukan selain sebagai daya saing juga menjamin proses, metode dan produk yang dilakukan sesuai dengan persyaratan standar dan peraturan yang berlaku agar terjamin mutu, keamanan, keselamatan dan kesehatan kerja. Saat ini, personel yang telah mengikuti pelatihan teknis maupun non-teknis apakah dapat diaktakan telah memiliki kompetensi? Apakah dengan mengikuti dan memiliki sertifikat pelatihan sudah cukup? Metode yang dilakukan untuk memetakan kompetensi personel terkait ketenaganukliran dilakukan dari kajian peraturan-peraturan dan evaluasi personel serta berdasarkan pada keputusan Kepala BATAN Nomor 123/KA/III/2018 tentang kompetensi BATAN. Personel yang dikatakan memiliki kompetensi selain telah mengikuti dan lulus pelatihan, juga mendapatkan sertifikat keahlian dan surat izin bekerja (SIB). Sebagai contoh, operator dan ahli radiografi di bidang uji tak rusak telah memiliki kompetensi sesuai dengan ISO 9712, petugas iradiator, petugas radioisotope dan senyawa bertanda serta petugas analisis aktivasi neutron juga telah memiliki kompetensi sesuai standar BATAN dan diakui secara nasional yang telah harmonis dengan regulasi dan standar internasional. Pengembangan kompetensi personel diharmonisasikan dengan standar internasional dan merujuk ke Lembaga sertifikasi person (LSP) yang telah diakreditasi oleh Komite Akreditasi Nasional (KAN). Kata kunci: kompetensi, standar, personel, harmonisasi

ID-20

ID-30

| 26

EVALUASI PERENCANAAN STRATEGIS BADAN TENAGA NUKLIR

NASIONAL TAHUN 2015-2019

Harini Wahyuningrum, Rahkmat Hidayat, Dwi Irwanti Biro Perencanaan - BATAN, Jl Kuningan Barat, Mampang Prapatan, Jaksel 12710

Email: hningrum@batan.go.id

ABSTRAK

EVALUASI PERENCANAAN STRATEGIS BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL TAHUN 2015-2019. Undang-Undang Nomor 25 Tahun 2004 tentang Sistem Perencanaan Pembangunan Nasional (SPPN) merupakan landasan hukum bagi penyusunan perencanaan pembangunan1. Tujuan dari SPPN adalah untuk mendukung antar pelaku pembangunan, menjamin integrasi, sinkronisasi dan sinergi baik antar daerah, antar waktu dan menjamin keterkaitan dan konsistensi antara perencanaan, penganggaran, pelaksanaan dan pengawasan. Secara rinci UndangUndang SPPN mengatur waktu/periode dokumen sumber perencanaan seperti Rencana Pembangunan Jangka Panjang Nasional (RPJPN) 20 tahun, Rencana Pernbangunan Jangka Menengah Nasional (RPJMN) 5 tahun, Rencana Kinerja Pemerintah (RKP) 1 tahun, Rencana Strategis Kementerian/Lembaga (Renstra K/L) 5 tahun, dan Renja K/L 1 tahun. Pada tingkat kementerian/lembaga, dokumen Renstra K/L harus berpedoman pada dokumen RPJMN. Rumusan masalah yang perlu dianalisis, yaitu Visi, Misi, dan keselarasan antara sasaran dan indikator kinerja Renstra BATAN Tahun 2015 – 2019. Tujuan penelitian ini adalah untuk memberikan gambaran mengenai kesesuaian visi dan misi BATAN terhadap teori penyusunan visi dan misi. Selain itu, penelitian ini juga bertujuan memberi gambaran penyelarasan (cascading) sasaran dan indikator pada dokumen Renstra BATAN. Hasil penelitian menunjukkan Visi pada dokumen Renstra BATAN belum seluruhnya sesuai dengan 8 kriteria Kotler. Sehingga visi BATAN untuk Renstra 2020-2024 perlu memperhatikan kapasitas dan kapabilitas SDM, perkembangan lingkungan strategis, mengoptimalkan baseline. Hasil analisis misi Renstra BATAN dengan mengacu Peraturan Menteri PPN/Bappenas menunjukan bahwa keseluruhan misi telah sesuai. Hasil analisis kesesuaian indikator terhadap kriteria SMART-C pada Renstra BATAN menunjukkan 3 indikator memiliki tingkat kesesuaian paling tinggi yaitu 100%, sedangkan 2 indikator pada sasaran 3 memiliki tingkat kesesuaian paling rendah yaitu 16,67%. Indikator lain yang memiliki tingkat kesesuaian cukup rendah lainnya adalah 4 Indikator. Kata kunci: perencanaan, strategis, evaluasi, sasaran, indikator

PENILAIAN MATURITAS IMPLEMENTASI BUDAYA KESELAMATAN PADA INSTALASI NUKLIR

Johnny Situmorang, Sigit Santoso

Pusat Teknologi Keselamatan dan Reaktor Nuklir, Kawasan Puspitek Gedung 80 Serpong, Tangerang Selatan, 15314 Email: situmora@batan.go.id

ABSTRAK

PENILAIAN MATURITAS IMPLEMENTASI BUDAYA KESELAMATAN PADA INSTALASI NUKLIR. Makalah ini menjelaskan sebuah pendekatan yang fokus pada solusi untuk mengembangkan maturitas budaya keselamatan suatu organisasi instalasi nuklir. Aspek yang dipertimbangkan mencakup pengkajian proses maturitas budaya keselamatan yang melibatkan anggota pelaksana kerja dalam identifikasi tindakan praktis dan realistis yang akan menunjukkan gerak maju ke tingkat budaya keselamatan lebih tinggi berikutnya. Sebagai pendekatan yang digunakan adalah penggunaan hasil dua survei tahunan yang lakukan pada tahun 2013 dan tahun 2015. Budaya keselamatan dinyatakan dengan 37 pernyataan atribut dalam lima karakteristik dalam penyelenggaraan budaya keselamatan pada instalasi nuklir “BATAN”. Hasil yang dapat dilihat adalah bahwa keseluruhan atribut dan atau karakteristik budaya keselamatan dimaksud mengalami perubahan perbaikan (penguatan) sesuai dengan upaya sosialisasi dan pengenalan budaya keselamatan yang dilakukan. Kata kunci: Manajemen Keselamatan, Budaya Keselamatan, Model Maturitas, Instalasi Nuklir.

ID-31

ID-51

| 27

PERSEPSI MASYARAKAT SEKITAR KAWASAN PUSPIPTEK

SERPONG TERHADAP POTENSI DAMPAK SOSIAL RENCANA PEMBANGUNAN RDNK

Siti Alimah1, Mudjiono1, Ristiana Dwi Hastuti2

1Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir-BATAN 2Pusat Diseminasi dan Kemitraan-BATAN

Jl. Kuningan Barat, Mampang Prapatan Jakarta 12710, E-mail: alimahs@batan.go.id

ABSTRAK PERSEPSI MASYARAKAT SEKITAR KAWASAN PUSPIPTEK SERPONG TERHADAP POTENSI DAMPAK SOSIAL RENCANA PEMBANGUNAN RDNK. Terkait dengan Kebijakan Energi Nasional, BATAN sebagai lembaga penelitian dan pengembangan energi nuklir mempunyai rencana untuk membangun dan mengoperasikan Reaktor Daya Non Komersial (RDNK), yang dilokasikan di Kawasan Puspiptek Serpong. Rencana pembangunan RDNK akan memberikan dampak lingkungan, yang diantaranya dampak sosial. Dampak sosial adalah dampak yang memberikan perubahan sosial. Tujuan studi adalah mengetahui persepsi masyarakat sekitar Kawasan Puspiptek Serpong terhadap potensi dampak sosial rencana pembangunan RDNK. Metode yang digunakan dalam studi adalah studi literatur, pengumpulan data primer dan sekunder serta analisis. Dalam studi ini, variabel yang ditinjau adalah dampak terhadap susunan komunitas (yang diwakili persepsi masyarakat terdampak terhadap rencana pembangunan) dan dampak individu (yang diwakili persepsi terhadap kesehatan dan keselamatan). Hasil studi menunjukkan bahwa rencana pembangunan RDNK berpotensi menimbulkan dampak positif (75%) dan negatif (7%). Potensi dampak positif adalah persepsi masyarakat bahwa kehadiran RDNK akan menyebabkan harga listrik lebih murah, menciptakan lapangan kerja dan selama operasi tidak mengeluarkan polusi. Potensi dampak negatif adalah persepsi masyarakat bahwa kehadiran RDNK berisiko menimbulkan pencemaran radioaktif, limbah radioaktif dan terjadi kecelakaan/kebocoran reaktor nuklir. Kecenderungan persepsi positif ini dimengerti oleh masyarakat dewasa dengan pendidikan yang tidak terlalu tinggi dan mempunyai pekerjaan diluar pemerintahan. Kecenderungan ini akan memperkuat dan memperlancar upaya pelaksanaan aktivitas dan pencapaian tujuan pembangunan RDNK. Kata kunci: Dampak sosial, RDNK, persepsi masyarakat

PENGEMBANGAN KEPEMIMPINAN UNTUK KESELAMATAN DI INSTALASI NUKLIR

Reno Alamsyah

BAPETEN, Jl. Gajah Mada No. 8, Jakarta 10120 Email: r.alamsyah@bapeten.go.id

ABSTRAK

PENGEMBANGAN KEPEMIMPINAN UNTUK KESELAMATAN DI INSTALASI NUKLIR. IAEA telah menerbitkan standar terbaru GSR Part 2 Leadership and Management for Safety. Dokumen yang diantikan oleh standar ini, yaitu GS-R-3 Management System for Facilities and Activities telah diadopsi Indonesia dalam Peraturan Kepala BAPETEN No. 4 Tahun 2010. Kajian lain telah dilakukan untuk mengganti Peraturan ini berdasarkan GSR Part 2. Di sisi lain, IAEA belum menerbitkan pedoman pelaksanaan GSR Part 2 maupun tentang kepemimpinan untuk keselamatan. Tujuan dari penulisan paper ini adalah untuk melakukan kajian dalam upaya mengembangkan kepemimpinan untuk keselamatan, guna melihat kompetensi yang diharapkan, tipe, logika aksi, dan gaya yang sesuai. Praktik kepemimpinan di instalasi nuklir dipilih guna membatasi masalah dan fakta bahwa Indonesia telah mengoperasikan beberapa instalasi nuklir. Metodologi yang digunakan dalam kajian ini bersifat deskriptif, analitik dan kualitatif berdasarkan sumber-sumber sekunder. Disimpulkan bahwa kepemimpinan untuk keselamatan menuntut pemahaman yang mendalam mengenai pendekatan bertingkat, Budaya Keselamatan, Sistem Manajemen, dan interkasi ManusiaTeknologi-Organisasi (HTO). Kompetensi yang harus dimiliki untuk kepemimpinan ini adalah visioner; analitik; lancar berkomunikasi; bersikap memfasilitasi, memotivasi, dan mempengaruhi; berkomitmen dan bertanggung-jawab. Kepemimpinan untuk keselamatan sesuai dengan tipe ‘Kepemimpinan khusus-keselamatan’; dengan logika aksi tipe ‘strategist’; dan dengan gaya kepemimpinan yang bersifat otoritatif, afiliatif, demokratik, atau pelatih. Kata kunci: kepemimpinan, keselamatan, Sistem Manajemen, Instalasi Nuklir.

ID-59

ID-61

| 28

ANALISIS METODE PEMBUATAN TERMOKOPEL TIPE-K PADA

UNTAI FASSIP-02

Arif Adtyas Budiman1, G. Bambang Heru2, Mulya Juarsa3 1,2,3 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong,

Tangerang Selatan 15310 Email: arif-adtyas@batan.go.id

ABSTRAK

ANALISIS METODE PEMBUATAN TERMOKOPEL TIPE-K PADA UNTAI FASSIP-02. Pemanfaatan metode sirkulasi alamiah sebagai sistem keselamatan pasif reaktor nuklir sangat direkomendasikan karena kemampuannya dalam membuang kalor sisa tanpa melibatkan pompa listrik. Pengkajian sistem pasif ini dilakukan melalui salah satu fasilitas uji di laboratorium termohidrolik yang disebut sebagai Untai FASSIP-02. Terdapat 32 titik pengukuran suhu, 1 titik pengukuran laju alir, dan tekanan operasi pada Untai FASSIP-02. Setelah dilakukan pengujian di beberapa titik pengukuran suhu, terdapat beberapa termokopel tipe-K yang mengalami penurunan kualitas pembacaan. Dalam metode sirkulasi alami, besarnya perubahan suhu sebesar 1°C adalah siginifikan, sehingga permasalahan pembacaan termokopel perlu ditindaklanjuti. Tindak lanjut ini dilakukan melalui penyeragaman fisik termokopel tipe-K. Proses pembuatan 5 unit termokopel tipe-K berdiameter 0.6 mm dengan variasi ukuran panjang 5200 mm sampai 19000 mm dilakukan secara manual, yaitu menggunakan metode pilin kawat 4 kali. Pengelasan kedua kaki kawat termokopel dengan pendekatan celah sebesar 1 mm. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik termokopel tipe-K yang dibuat melalui tahapan pengujian secara fisik dan perlakuan termal pada suhu 28°C sampai 98°C yang kemudian didinginkan secara alami. Pengujian gangguan telah diberikan pada saat pemanasan dan pendinginan berlangsung guna mengetahui respon dari setiap termokopel tipe-K tersebut. Berdasarkan pengujian tersebut, TC-02 memperoleh nilai kesalahan rerata pengukuran dan deviasi terbesar dari ke 5 termokopel tipe-K yang dibuat sebesar 1,01% dan 0,0283 secara berurutan. Kata kunci: Termokopel tipe-K, sambungan las, Untai FASSIP-02, kesalahan pengukuran, deviasi

ID-19

| 29

Kelompok 4 : Thermohidrolika dan Keselamatan Reaktor

KARAKTERISASI PEMANASAN DAN PENDINGINAN UNTAI FASSIP-01 BERDASARKAN KEMAMPUAN PENDINGINAN UNTAI

HEAT SINK SYSTEM

Giarno, Joko PW., G.B. Heru K., Ainur Rosidi, Dedy Haryanto, Mulya Juarsa, Deswandri PTKRN-BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80,15310

email: giarno@batan.go.id

ABSTRAK

KARAKTERISASI PEMANASAN DAN PENDINGINAN UNTAI FASSIP-01 BERDASARKAN KEMAMPUAN PENDINGINAN UNTAI HEAT SINK SYSTEM. Konsep keselamatan pasif digunakan untuk meningkatkan keamanan dan keselamatan PLTN. Sistem pasif merupakan sistem pembuang kalor dengan mengasumsikan tidak tersedianya pompa serta gagal beroperasinya generator. Untuk mendalami teknologi sistem pasif telah dilakukan eksperimen sirkulasi alam menggunakan untai FASSIP-01. Untai FASSIP-01 saat ini telah dimodifikasi pada bagian pemanas, dari model pemanasan menggunakan tangki heater diubah menjadi sistem pemanas kontak lansung Brick Ceramic Heating (BCH-02). Sistem pendingin tidak berubah masih menggunakan tangki cooler (sistem pendingin kontak tidak langsung). Proses pemanasan dilakukan dengan mengoperasikan elemen pemanas yang diberi tegangan listrik sebesar 80, 100 dan 120 Volt dengan interval waktu selama 20 menit selama 1,1 jam, sementara sistem pendingin dioperasikan oleh pompa pada frekuensi 30 Hz. Proses pendinginan dilakukan setelah pengoperasian slide voltage regulator, pompa dan mesin refrigerasi dihentikan, hanya perekaman data oleh komputer tetap dioperasikan selama 4,3 jam. Setelah pengolahan data dan pembuatan grafik diperoleh karakteristik proses pemanasan yaitu semakin tinggi posisi pipa section maka proses pemanasan semakin cepat sedangkan proses pendinginan terjadi sebaliknya yaitu semakin rendah posisi pipa section, maka semakin cepat proses pendinginan. Kata Kunci : Karakterisasi, pemanasan, pendinginan, untai FASSIP-01

ESTIMASI PENGUKURAN LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM PADA SIMULASI SISTEM PENDINGIN PASIF REAKTOR NUKLIR PRE-

FASSIP 02

Try Hutomo Putra1*, Intan Farwati1, Rosaldi Pratama1, Cukup Mulyana1, Mulya Juarsa2** 1 Jurusan Fisika, FMIPA, Universitas Padjadjaran

Jl. RayaBandung-Sumedang Km.21 Jatinangor 45363, Sumedang, Jawa Barat, Telp. 022-7796014 2 Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Gedung 80, Kawan Puspitek, Setu,

Tangerang Selatan 15310, Jawa Barat *Email: try15001@mail.unpad.com

**Email: juars@batan.go.id

ABSTRAK

ESTIMASI PENGUKURAN LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM PADA SIMULASI SISTEM PENDINGIN PASIF REAKTOR NUKLIR PRE-FASSIP 02. Padamnya pendingin aktif di reaktor nukir Fukushima Daiichi menyebabkan sisa panas reaksi fisi berantai tak kunjung didinginkan. Tsunami setinggi 13 m merendam generator listrik cadangan saat terjadi Station Black Out. Akibatnya terjadi kerusakan pada teras reaktor hingga menimbulkan ledakan gas hidrogen yang dapat menyebabkan radiasi radioaktif tercemar kelingkungan. Pengembangan sistem pendingin pasif untuk menggantikan sistem aktif sangat diperlukan. Dengan prinsip kerja natural circulation, air yang panas akan menuju ke daerah yang dingin karena adanya bouyancy (Gaya Apung). Maka dibuat fasilitas simulasi Untai Pre-FASSIP 02 (Preliminary Fasilitas Sistem Pasif) untuk mensimulasikan kejadian pemanasan reaktor dan pendinginan berskala medium. Laju aliran merupakan hal yang sangat penting ketika akan mendinginkan reaktor. Hasil eksperimen menunjukan kecepatan laju aliran pada Pre-FASSIP 02 paling tinggi adalah 0.062 m/s dan yang paling rendah adalah 0.026 m/s. Nilai estimasi dihitung dengan perhitungan analitik termohidraulik yang berasal dari penurunan gaya bouyancy dan gaya apung dan melibatkan geometri dari sistem. Kata kunci: estimasi, laju aliran, Pre-FASSIP 02, sirkulasi alam, sistem pendingin pasif.

ID-34

ID-45

| 30

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM OUTLET TANGKI PEMANAS

BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR HEATER PADA UNTAI Pre-FASSIP-02 Mod.01

Ade Suryana1, Sri Poernomo Sari1 , Mulya Juarsa2

1 Teknik Mesin, Fakultas Teknologi Industri, Universitas Gunadarma, Depok 2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nukir Nasional, Kawasan PUSPIPTEK, Tangsel 15310

Email: suryanaa6@gmail.com

ABSTRAK

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM OUTLET TANGKI PEMANAS BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR HEATER PADA UNTAI Pre-FASSIP-02 Mod.01. Gagalnya penggunaan sistem pendingin aktif, mendorong penggunaan sistem pendingin pasif agar dapat lebih dioptimalkan lagi penggunaannya. Maka guna mengoptimalkan penggunaan sistem pendingin pasif, dilakukanlah beberapa penelitian salah satunya menggunakan Untai Pre-FASSIP02 sebagai simulasi sistem pendingin pasif. Tujuan penelitian yang dilakukan untuk memperoleh karakteristik pada perubahan temperatur air dan hasil analisis dari perhitungan laju aliran berdasarkan variasi temperatur heater. Metode yang digunakan dalam penelitian menggunakan metode eksperimen menggunakan Untai Pre-FASSIP02 Mod.1. Data karakteristik temperatur perubahan air menunjukkan waktu paling lama yang dibutuhkan heater untuk

mencapai temperatur yang diinginkan terdapat pada variasi temperatur heater 90C sebesar 15600 detik, sedangkan

waktu paling lama ada pada variasi temperatur heater 40C sebesar 1834 detik .Ini menunjukkan bahwa pada variasi

temperatur 90C memiliki waktu pemanasan 15x lipat lebih lama dari variasi temperatur 40C. Data nilai laju aliran berupa perhitungan dan grafik pada masing masing variasi temperatur heater menunjukkan bahwa laju aliran tertinggi

ada pada variasi temperatur heater 90C (0,073459 m/s) sedangkan laju aliran terendah ada pada temperatur 40C (0,001545 m/s). besar kecilnya variasi temperatur sangat berpengaruh pada besar kecilnya nilai laju aliran yang diperoleh. Karena semakin besar variasi temperatur maka beda temperatur antara heater dan cooler yang diperoleh akan semakin besar.sehingga nilai densitas dan viskositas dinamik yang diperoleh pun akan semakin besar. Kata kunci: Laju Aliran, Sistem Pendingin Pasif, Untai Pre-FASSIP02, Sirkulasi Alam, Tangki Pemanas.

ANALISIS BUANGAN KALOR SELAMA PEMANASAN PADA PROTIPE HEATER ELEMENT SEGMENT UNTUK UNTAI UJI RCCS-

RDNK Mod.01

Malfin Alif Syafrial1, Iwan Setiawan1, Rahayu Kusumastuti2, Mulya Juarsa2 1 Teknik Mesin, Fakultas Teknologi Industri, Universitas Gunadarma, Depok

2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nukir Nasional, Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten 15310

Email: malfinalifs@gmail,com

ABSTRAK BUANGAN KALOR PADA HEATER ELEMENT SEGMENT PROTOTIPE RCCS. Sistem pengindin aktif yang dipakai untuk mendinginkan reaktor nuklir dinilai kurang efektif pemakaiannya apabila kelistrikan mati maka sistem pendinginan ikut mati juga, hal tersebut mendorong para peneliti untuk mengembangkan sistem pendingin pasif yang lebih efektif penggunaannya. Guna mengoptimalkan sistem pendingin pasif dilakukanlah beberapa penelitian diantaranya penelitian tentang RCCS sebagai sistem pendingin pasif reaktor nuklir. Tujuan penelitian yang dilakukan untuk memperoleh karakterisasi perpindahan panas dan analisis buangan kalor selama pemanasan yang terjadi pada prototipe heater element segment untuk Untai Uji RCCS-RDNK. Metode yang digunakan dalam penelitian menggunakan metode eksperimen menggunakan protipe HES hingga temperatur pada termokopelnya mencapai 400 oC. Data karakteristik temperatur perpindahan panas pada HES menunjukan durasi waktu hingga termokopel mencapai temperatur 400 oC. Termokopel yang membutuhkan waktu paling cepat untuk mencapai temperatur 400 oC adalah termokopel RPVD yaitu pada detik ke 673, sedangkan termokopel yang paling lama mencapai temperatur 400 oC yaitu termokopel RPVL bahkan pada saat eksperimen selesai yaitu pada detik 2900 termokopel RPVL hanya mencapai temperatur 365 oC. Hal tersebut menunjukan bahwa posisi pemasangan termokopel sangat mempengaruhi perpindahan panas yang terjadi. Hasil pengolahan data buangan kalor pada HES yang berupa perhitungan dan grafik menunjukan bahwa panas yang terbuang paling rendah berada pada detik 2900 HES melakukan eksperiman yaitu sebesar 14.562,96 watt dan panas yang terbuang paling rendah yaitu pada detik 0 HES melakukan eksperimen yaitu sebesar 17.770,9 watt. Hal ini disebabkan karena semakin tinggi temperatur HES pada saat eksperimen maka semakin sedikit pula panas yang terbuang, sebaliknya semakin rendah temperatur HES pada saat eksperimen maka semakin besar pula panas yang terbuang. Kata kunci: Perpindahan Panas, Heater Element Segment, RCCS, Buangan Kalor, Sistem Pendingin Pasif

ID-53

ID-73

| 31

EFEKTIVITAS PEMANASAN PADA TANGKI PEMANAS

BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR HEATER PADA UNTAI Pre-FASSIP-02 Mod.01

Soelistianingsih Amelia R.A1, Mulya Juarsa2, Mukhsinun Hadi Kusuma2, Sri Poernomo Sari1

1Teknik Mesin, Universitas Gunadarma, Depok,16424 2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, Badan Tenaga Nukir Nasional

Email: atmohadikusumo98@gmail.com

ABSTRAK

EFEKTIVITAS PEMANASAN PADA TANGKI PEMANAS BERDASARKAN VARIASI TEMPERATUR HEATER PADA UNTAI Pre-FASSIP-02 Mod.01. Kebutuhan energi di Indonesia meningkat pesat setiap tahunnya. Penggunaan bahan bakar fosil secara terus menerus dapat menyebabkan semakin berkurangnya ketersediaan bahan bakar fosil Untuk memenuhi kebutuhan energi di Indonesia, pemafaatan sumber energi alternatif seperti energi nuklir dapat menjadi solusi. Namun penggunaan energi nuklir masih memiliki kekurangan dalam hal safety factor. Kecelakaan reaktor akibat gagalnya pendinginan secara aktif atau menggunakan pompa dapat terjadi, untuk itu para peneliti menciptakan invovasi pendinginan pasif yang memanfaatkan sirkulasi alami tanpa menggunakan daya listrik. Salah satu penelitian ini diberi nama Untai Pre-FASSIP02 Mod.01. Untai Pre-FASSIP02 Mod.01 memiliki tinggi 3,5m dan lebar 1m yang terdiri dari komponen heater, cooler dan komponen perpipaan berupa pipa pyrex dengan diameter 1/2inch. Nilai efektivitas pemanasan sangat dibutuhkan untuk mengetahui efektivitas pada variasi daya temperature di tangki pemanas Untai Pre-FASSIP02 Mod.01 berdasarkan variasi temperatur pada heater dengan menggunakan persamaan-persamaan yang telah ditentukan. Dari data dan hasil berupa grafik dan perhitungan laju aliran diperoleh

nilai efektivitas pemanasan, efektivitas tertinggi ada pada temperatur heater 70C (14279,03%) sedangkan laju aliran

terendah ada pada temperatur 90C (5,587 %). Kata kunci: Energi Nuklir, Perpindahan Kalor, Efektivitas Pemanasan, Sistem Pendingin Pasif, Untai Pre-FASSIP02 Mod.01 ,Variasi Temperatur.

ANALISIS PERPINDAHAN KALOR PADA PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMENTS (HES) TERHADAP RPV-WALL SELAMA

PEMANASAN UNTUK UNTAI UJI RCCS-RDNK MOD.1

Muhammad Latif1, Mulya Juarsa2 1 Mahasiswa Teknik Mesin, Fakultas teknik dan Sains, Universitas Nasional, Jakarta

2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Rektor Nuklir (PTKRN) BATAN Gd. 80 Kawasan PUSPITEK Serpong Tangerang 15310 Banten

Email: em.latief.09@gmail.com

ABSTRAK

PERPINDAHAN KALOR PADA PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMENTS (HES) TERHADAP RPV-WALL SELAMA PEMANASAN UNTUK UNTAI UJI RCCS-RDNK MOD.1. Kejadian kecelakaan pada PLTN Fukushima Daiichi, menununjukkan bahwa panas yang dilepaskan dari inti bejana tekan reaktor atau reactor pressure vassel (RPV) tidak dapat dikurangi secara aktif maka PTKRN telah membangun fasilitas penelitian yang disebut Untai Uji RCCS-RDNK (RCCS-Reaktor Daya Non-Komersial) melalui riset insinas flagship telah membangun model pemanas baru berbasis radiasi kalor menggungan open-coil heater. Pemanas disebut heater element segment (HES) yg terdiri dari 10 HES untuk ditempatkan di bagian dalam RPV wall Untai Uji RCCS-RDNK. Metode penelitian dilakukan dengan cara eksperimental menggunakan HES, telah dibuat prototipe HES dalam rangka optimasi pemanasan. Sehingga, tujuan penelitian yang dilakukan untuk menganalisis perpindahan kalor pada sumber pemanas prototipe HES terhadap RPV-wall selama pemanasan berlangsung hingga mencapai temperatur optimal. Dari karakterisasi perubahan temperatur pada permukaan insulator-brick dan RPV wall mendapatkan hasil temperatur rata-rata TH dari pemanasan HES pada temperatur awal mecapai 38,399 oC dan temperatur akhir tehadap RPV pada bagian RPVL mencapai temperatur 38,242 oC sedangkan hasil temperatur rata-rata pemanasan HES pada temperatur akhir mencapai 611,856 oC dan temperatur akhir terhapad RPV pada bagian RPVL mencapai 259,9472 oC, maka dari hasil data tersebut dapat dihitung perpindahan kalor HES terhadap RVP pada temperatur awal sebesar 20,41 watt dan temperatur akhir sebesar 4575,22 watt dengan demikian perpindahan kalor HES terhadap RPV dengan bahan stainless steel 304 semakin naik temperatur HES maka akan semakin besar aliran panas yang terhambat pada RPV. Kata kunci: Keselamatan PLTN, perpindahan panas, sistem pasif, Untai Uji RCCS-RDNK.Mod.1

ID-74

ID-75

| 32

EFEKTIVITAS PEMANAS RPV WALL DI PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMENT UNTUK UNTAI UJI RCCS-RDNK

Alviandy Rizky Utomo1, Iwan Setiawan2, Mukhsinun Hadi Kusuma3, Mulya Juarsa4

1 Teknik Mesin, Fakultas Teknologi Industri, Universitas Gunadarma, Depok,16424 2 Laboratorium Termohidrolika, Pusat Teknologi dan Keselamatan Rektor Nuklir (PTKRN) BATAN

Gd. 80 Kawasan PUSPITEK, Setu, Tangerang Selatan 15310, Banten Email: alviandyr10@gmail.com

ABSTRAK

EFEKTIVITAS PEMANAS RPV WALL DI PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMENT UNTUK UNTAI UJI RCCS-RDNK. Model pendinginan pada celah diantara bejana tekan reaktor HTGR dan dinding beton perlu diteliti karena pentingnya proteksi terhadap integritas beton penyangga. Pendinginan tersebut disebut reactor cavity cooling system (RCCS). Penelitian RCCS dilakukan BATAN dengan membangun Untai Uji RCCS-RDNK yang terdiri dari bagian pemanas, RPV wall, riser, air heat-sink, tangki ekspansi dan pemipaan. Tipe pemanas yang digunakan adalah heater-plate yang pada pengujiannya mengalami kegagalan pemanasan untuk mencapai temperatur desain sebesar 300 oC - 400 oC, sehingga dibuat model pemanas pengganti yang disebut dengan heater element segments (HES). Sebelum dibuat sebanyak 10 HES, terlebih dahulu dilakukan pembuatan prototipe HES termasuk pengujiannya. Tujuan penelitian adalah untuk menghitung efektivitas pemanasan dari bagian insulating-brick menuju RPV wall selama pemanasan berlangsung. Metode penelitian dilakukan secara eksperimen, dengan meletakkan titik pengukuran temperatur di bagian insulating-brick, udara diantara brick dan RPV wall, bagian dalam dan luar RPV wall. Hasil penelitian menunjukkan bahwa efektivitas pemanasan sebesar 18,79 % pada detik ke 2900. Kata kunci: Efektivitas Pemanas, Heater Element Segment, Untai Uji RCCS-RDNK, Sistem Pendingin Pasif, Keselamatan PLTN.

ANALISIS DEFORMASI RPV WALL TERHADAP PERUBAHAN TEMPERATUR PADA PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMEN

UNTAI UJI RCCS-RDNK MOD.1

Ade Okta Pratama1, Mulya Juarsa2, Imam Sufaat1, Wismanto1 1 Mahasiswa Teknik Mesin, Fakultas Teknik dan Sains Universitas Nasional, Jakarta Selatan,

2 PTKRN-BATAN, Kawasan PUSPITEK Serpong, Tanggerang Selatan 15310 (Arial 9 Italic) Email: adeokthapratama@gmail.com

ABSTRAK

ANALISIS DEFORMASI RPV WALL TERHADAP PERUBAHAN TEMPERATUR PADA PROTOTIPE HEATER ELEMENT SEGMEN UNTAI UJI RCCS-RDNK MOD.1. Nuklir merupakan pemasok listrik jauh lebih besar dari pada energi fosil, namun jika terjadi kecelakaan nuklir akan mengakibatkan kerusakan parah yang berdampak pada kerusakan lingkungan jangka panjang. High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) adalah ide rancangan reaktor maju dan aman dengan menggunakan sistem pendingin pasif muncul untuk memberikan rasa aman kepada masyarakat. Atas hal itu PTKRN membangun fasilitas penelitian Untai Uji RCCS-RDNK melalui riset insinas flagship membangun model pemanas baru menggunakan open-coil heater. Pemanas disebut heater elemen segmen (HES) untuk ditempatkan di bagian dalam RPV wall Untai Uji RCCS-RDNK. Metode penelitian dilakukan dengan cara eksperimental menggunakan HES, Telah dibuat prototype HES dalam rangka optimasi pemanasan. Sehingga tujuan penelitian yang dilakukan untuk menganalisis deformasi RPV-Wall terhadap perubahan temperatur selama pemanasan berlangsung hingga mencapai temperature optimal. Dari karakteristik perubahan temperature awal pada TH-02 130,3ºC dan temperature RPVD-02 88,59 ºC Sedangkan temperature akhir pada TH-02 757 ºC dan RPVD-02 715,2 ºC. Maka dari hasil data tersebut dapat di hitung deformasi RPV wall terhadap perubahan temperatur awal sebesar 722,2cm3 dan pada temperatur akhir sebesar 1.472,2 cm3. Dengan demikian deformasi pada RPV-wall semakin naik temperatur maka semakin besar deformasi yang terjadi. Kata kunci: Energi Nuklir, Untai Uji RCCS-RDNK.MOD.1, RPV wall, Pemuaian.

ID-78

ID-79

| 33

PERFORMA PENDINGINAN WATER-JACKET BERDASARKAN

PERBEDAAN DAYA HEATER PADA UNTAI USSA-FTS01

Bernard Rumpedai1, Mulya Juarsa2, Dwi Yuliaji2 1 Teknik Masin, Fakultas Teknik dan Sains Universitas Ibn Khaldun Bogor

2Dosen Fakultas Teknik Mesin,Fakultas Teknik dan Sains, Universitas Ibn Khaldun Bogor

Jl.Sholeh Iskandar,Kedung Badak,Kec,Tanah sareal,kota bogor,jawa Barat 16162 Email: Bernardrumpedaibernard@gmail.com

ABSTRAK

PERFORMA PENDINGINAN PADA WATER JACKET UNTAI USSA-FT01 BERDASARKAN PERBEDAAN DAYA HEATER. Pemahaman terhadap fenomena sirkulasi alam untuk perangkat energi dalam rangka efisiensi perlu menjadi perhatian saat kebutuhan listrik meningkat. Salah satunya, dengan melakukan penelitian secara eksperimental menggunakan fasilitas eksperimen Untai USSA-FTS01. Komponen Untai USSA-FTS01 terdiri dari, band heater, water-jacket sebagai pendingin, system refrigerasi, tangki ekspansi dan pemipaan yang terdiri dari tube berdiameter 1 inch serta dibentuk rectangular berdimensi 1 meter x 2 meter. Tujuan penelitian adalah untuk menentukan performa pendinginan water-jacket heater berdasarkan kalor yang diterima dari perbedaan variasi daya heater. Metode penelitian dilakukan secara eksperimen, dengan memvariasikan daya heater 140 watt 160 watt dan 180 watt dengan aliran pendingin system refrigerasi sebesar 3,5 LPM.Hasil penelitian menunjukkan bahwa semakin besar laju aliran pada pendiginan menyebabkan kenaikan laju aliran secara berturut-turut 54,09 kg/s 33,58 kg/s 36,10 kg/s. Kata kunci: Laju aliran, sirkulasi alam, band heater, daya,USSA FTS-01

PENGEMBANGAN SISTEM KENDALI PEMANAS BERBASIS LABVIEW UNTUK EKSPERIMEN KONDISI TUNAK PADA FASSIP-

02

G. Bambang Heru K, Ainur Rosidi, Giarno, Dedy H, Mulya J, M Hadi K Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir

Email: heru66@batan.go.id

ABSTRAK PENGEMBANGAN SISTEM KENDALI PEMANAS BERBASIS LABVIEW UNTUK EKSPERIMEN KONDISI TUNAK PADA FASSIP-02. Semenjak kejadian kecelakaan pada PLTN Fukushima Daiichi, Maret 2011 di Jepang, pengembangan desain keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir terus dilakukan. Salah satunya adalah aplikasi sistem pendingin pasif (SPP) yang digunakan untuk keadaan darurat (transien) maupun recovery akibat kecelakaan. Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN sejak tahun 2014 telah membangun fasilitas eksperimen untuk penelitian SPP antara lain FASSIP-01 dan FASSIP-02. Beberapa eksperimen menggunakan untai FASSIP-02 telah dilakukan pada kondisi transien. Sangat diperlukan adanya sistem kendali pemanas untuk dapat dilakukan eksperimen pada kondisi tunak. Pada kegiatan ini dilakukan pembuatan sistem kendali pemanas. Tujuan kegiatan untuk mengontrol daya pemanas, sehingga diperoleh temperatur WHT yang stabil sesuai temperatur seting. Sinyal kontrol diberikan melalui modul NI-9476 berdasarkan program berbasis LabVIEW. Validasi sistem kendali dilakukan dengan simulasi program dan eksperimen. Dari hasil simulasi program dan eksperimen dapat disimpulkan bahwa temperatur WHT dapat dijaga stabil sesuai temperatur seting. Kata kunci: sirkulasi, FASSIP-02, tunak, kontrol, LabVIEW

ID-80

ID-58

| 34

Kelompok 5 : Teknologi Lainnya

PENGARUH JUMLAH SPESIMEN DALAM UJI TEKAN MATERIAL GRAFIT IG-110

Roziq Himawan1, Andryansyah2, Mudi Haryanto2, Darlis2

1 Pusat Aplikasi Isotop dan Radiasi – BATAN,Jalan Lebak Bulus Raya No. 49, Jakarta 12440 2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN, Kawasan Puspiptek Gd.80,Tangsel 15310

Email: roziqh@batan.go.id

ABSTRAK

PENGARUH JUMLAH SPESIMEN DALAM UJI TEKAN MATERIAL GRAFIT IG-110. High Temperature Gas Cooled

Reactor (HTGR) merupakan salah satu jenis Very High Temperature Reactor (VHTR) yang dikembangkan saat ini

dan dikategorikan dalam reaktor Generasi ke-4. Struktur utama teras reaktor HTGR mayoritas terbuat dari material

grafit. Tingginya temperatur dan tingginya paparan radiasi neutron berdampak pada integritas material grafit. Salah

satu pertimbangan dalam disain material grafit adalah sifat mekanik kuat tekan. Oleh karena itu, penelitian ini

bertujuan untuk melakukan studi yang berhubungan dengan uji tekan khusunya dalam memahami pengaruh jumlah

spesimen dalam uji tekan. Penelitian ini menggunakan spesimen yang terbuat dari grafit isotropik nuclear grade IG-

110. Spesimen uji tekan dibuat berbentuk kubus dengan ukuran 10×10×10 mm. Uji tekan dilakukan menggunakan

mesin uji tarik (Universal Tensile Machine) Shimadzu dengan kapasitas 150 kN. Pengujian dilakukan dengan metode

kendali pergerakan cross head dengan nilai kecepatan 0,5 mm/min. Uji tekan dibagi menjadi tiga kelompok, yaitu

jumlah spesimen satu, dua dan tiga. Masing-masing kelompok pengujian dilakukan sebanyak tiga kali. Hasil-hasil uji

tekan menunjukkan bahwa setiap hasil pengujian bervariasi dengan rentang nilai 78 MPa ~ 82 MPa. Namun, apabila

masing-masing kondisi pengujian, hasil pengujian dinyatakan dalam rerata, maka akan diperoleh hasil yang

mendekati konstan yaitu bernilai 80MPa. Dari hasilhasil pengujian ini dapat disimpulkan bahwa jumlah spesimen

tidak memberikan pengaruh pada hasil uji tekan.

Kata kunci: High Temperature Gas Cooled Reactor, Grafit IG-110, Kuat Tekan

MODIFIKASI ZAT WARNA KERANGKA SIANIDIN UNTUK MENINGKATKAN PERFORMA DYE SENSITIZED SOLAR CELLs

Nofitri Utamia , Imeldab, dan Emriadic Laboratorium Kimia Komputasi Jurusan Kimia FMIPA, Universitas Andalas

Jurusan Kimia FMIPA Unand, Kampus Limau Manis, 25163 e-mail: nofitriutami56@yahoo.com

ABSTRAK

MODIFIKASI ZAT WARNA KERANGKA SIANIDIN UNTUK MENINGKATKAN PERFORMA DYE SENSITIZED SOLAR CELLs. Dye Sensitized Solar Cell (DSSC) atau sel surya tersensitasi zat warna merupakan sel surya yang paling efisien dan stabil digunakan seiring dengan perkembangan penggunaan sel surya. Zat warna memiliki peranan yang penting pada DSSC dan saat ini telah berkembang penelitian tentang zat warna tipe D-π-A (Donor-π-berkonjugasi-Akseptor) yang dapat dilakukan modifikasi terhadap rantai donor, rantai π-konjugasi, dan penambahan gugus penarik/pendorong elektron untuk menentukan zat warna organik yang lebih potensial untuk menyerap cahaya. Pada penelitian ini perhitungan dilakukan menggunakan metode DFT dengan basis set B3LYP/6-31G. Hasil penelitian menunjukkan pada variasi π zat warna 3 memiliki band gap yang kecil sebesar 1,5344 eV dan memi liki panjang gelombang eksitasi sebesar 809,7 nm. Pada variasi rantai donor zat warna 10 memiliki band gap lebih kecil sebesar 1,1153 eV, panjang gelombang eksitasi 1114,0 nm dan LHE total yaitu 0,9523. Pengaruh gugus pendorong C4H5 pada zat warna 12 memiliki band gap sebesar 1,0204 eV, lebih kecil dibandingkan zat warna tanpa gugus pendorong elektron. Sedangkan pengaruh gugus penarik NO2 pada zat warna 15 menghasilkan band gap sebesar 1,1105 eV, lebih kecil dibandingkan zat warna tanpa gugus penarik elektron. Zat warna 17 merupakan kombinasi antara gugus pendorong dan gugus penarik elektron menghasilkan band gap paling kecil sebesar 0,8873 eV. Hasil counter HOMO dan LUMO menggambarkan kerapatan elektron yang terdapat pada molekul zat warna organik. Counter HOMO berada pada daerah donor dan counter LUMO berada pada dearah akseptor. Berdasarkan hasil penelitian ini, dapat disimpulkan bahwa zat warna organik 17 merupakan salah satu zat warna organik yang potensial digunakan sebagai sensitizer pada DSSCs serta penambahan gugus pendorong dan penarik elektron mampu menurunkan band gap zat warna. Kata Kunci: Sianidin, sensitizer D-π-A, DFT, DSSCs

ID-6

ID-29

| 35

TEKNIK GETARAN DALAM ROSES DEKONTAMINASI TENORM

PADA PIPA BERONGGA

Hesty Rimadianny1, Anri A. Ridwan2 1Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Direktorat Pengaturan Pengawasan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif

(DP2FRZR), DKI Jakarta, Indonesia 2Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN), Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir (DPIBN), DKI

Jakarta, Indonesia Email: r.hesty@bapeten.go.id

ABSTRAK

TEKNIK GETARAN DALAM ROSES DEKONTAMINASI TENORM PADA PIPA BERONGGA. Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material (TENORM) pertama kali ditemukan di negara Kanada pada tahun 1904. Di Indonesia sendiri limbah TENORM, dikenal sebagai limbah Bahan Berbahaya dan Beracun (B3) sesuai amanah Peraturan Pemerintah No. 101 Tahun 2014. Suatu proses atau tindakan penghilangan atau pengurangan tingkat konsentrasi TENORM sering dikenal dengan proses dekontaminasi. Salah satu proses dekontaminasi yang dikenal di Indonesia adalah sand blasting. Teknik sand blasting memiliki permasalahan dilapangan yaitu banyaknya debu yang berterbangan. Pada makalah ini, penulis akan mencoba membahas mengenai proses dekontaminasi dengan metoda getaran pada pipa berongga yang menjadi maksud dan tujuan dalam makalah ini. Dalam penyusunan makalah, penulis melakukan metode deskriptif melalui studi pustaka dengan tahapan meliputi mengumpulkan dan memahami berbagai literature. Teknik getaran dalam proses dekontamnasi menggunakan teori massa tak seimbang, metoda ini sangat dipengaruhi oleh parameter natural frekuensi dan kecepatan putar. sehingga diharapakan dapat memenuhi persyaratan yang ramah terhadap lingkungan karena tanpa adanya limbah sekunder serta mencegah adanya akulumasi debu yang dihasilkan. Kata kunci: TENORM, dekontaminasi, teknik getaran, frekuensi, ramah lingkungan.

KLASIFIKASI JENIS INTRUSI JARINGAN KOMPUTER BERBASIS PEMBELAJARAN MESIN

A. A. Waskita1, R. Maerani1

1 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN, Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan, 15310, Indonesia 15310, Indonesia

Email: adhyaksa@batan.go.id

ABSTRAK KLASIFIKASI JENIS INTRUSI JARINGAN KOMPUTER BERBASIS PEMBELAJARAN MESIN. Profil intrusi terhadap jaringan komputer semakin kompleks dengan semakin luasnya penerapan teknologi informasi dan komunikasi. Sistem dengan kemampuan mengklasifikasi jenis intrusi menjadi penting diterapkan untuk menangani intrusi yang dapat membahayakan keamanan jaringan komputer. Penelitian ini mengusulkan pengenalan jenis intrusi jaringan komputer berbasis pembelajaran mesin dengan pohon keputusan dan naive bayes, serta faktor penilaian akurasi, lajur true positif (TP rate) dan laju false positif (FP rate). Pengujian terhadap benchmark data set intrusi UNSW-NB15 diperoleh akurasi di kisaran 90% dengan pohon keputusan dan 71% dengan naive bayes. Kata kunci: klasifikasi intrusi, jaringan komputer, pembejalaran mesin, pohon keputusan, naive bayes.

ID-7

ID-8

| 36

ANALISIS ALIRAN DAYA GENERATOR CATU DAYA DARURAT UTILITAS LABORATORIUM NMEI- GEDUNG 71 PRFN-BATAN

Tukiman1, Khairul Handono1, Indarzah MP1, Bang Rozali1

1.Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir –Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Puspiptek Setu, Tangerang Selatan Indonesia 15310

e-mail: tu.ki67man@gmail.com

ABSTRAK

ANALISIS ALIRAN DAYA GENERATOR CATU DAYA DARURAT UTILITAS LABORATORIUM NMEI- GEDUNG 71 PRFN-BATAN. Telah dilakukan analisis aliran daya generator catu daya darurat utilitas laboratorium NMEI gedung 71 PRFN-BATAN, Pasokan catu daya listrik utilitas laboratorium NMEI gedung 71 terdiri dari catu daya listrik utama dari PLN dan catu daya darurat yang di pasok dari generator diesel. Gedung 71 sebagai laboratorium penunjang instalasi nuklir RSG-GAS atau dikenal dengan nama instalasi NMEI-RSGLP. Sebagai laboratorium penunjang NMEI melakukan penelitian pengembangan yang terkait dengan Elektromekanik, Instrumentasi nuklir, dan bengkel sebagai penunjang perawatan instalasi nuklir RSG-LP.Generator catu daya darurat utilitas memiliki kapasitas daya (P)= 200 kVA. Pada beban campuran Resistif dan induktif (lumped load) HVAC terjadi dengan beban terkecil 12 kVa dengan aliran beban /daya aktif P: 10,194 kW, daya reaktif Q: 6,318 kVAR dan besarnya factor daya = 0,85.Dan beban terbesar 26 kVA dengan aliran beban /daya aktif P: 21,689 kW, daya reaktif Q: 13,442 kVAR dan besarnya factor daya = 0,85. Drop tegangan yang terjadi pada instalasi berkisar antara 2% hingga 4,5%, sedangkan factor daya beban lumped: 0,85.Dari hasil analisa tersebut maka generator catu daya darurat dan beban yang di catu masih baik dan layak digunakan. Kata kunci : generator , catu daya darurat, gedung NMEI-RSGLP

ANALISIS KERETAKAN BETON PADA LANTAI RUANG PRIMER RSG GAS

Abdul Hafid1), Santosa Pujiarta2), Djati H.S.1), Sriyono1), R. Kusumastut1), M.B. Mike Susmikanti1)

1 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN, Gd. 80 Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan, 15310, Indonesia 15310, Indonesia

ABSTRAK

ANALISIS KERETAKAN BETON PADA LANTAI RUANG PRIMER RSG GAS. Struktur beton dirancang dapat menahan beban dan juga sebagai penghalang fisik paling akhir terhadap pelepasan radioaktif ke lingkungan luar. Penuaan dapat mempengaruhi respons struktur penahan pada kecelakaan berbasis desain dan kondisi disain dasar. Bangunan sipil Reaktor Serba Guna G. A. Siwabessy (RSG GAS) dikonstruksi sejak tahun 1983. Terdiri atas kolam reaktor (reactor pool), gedung reaktor (reactor building), gedung penghubung (building junction), dan bangunan kantor (office building). Tujuan penelitian ini adalah untuk menganalisis efek penuaan pada beton RSG-GAS yang telah memiliki usia lebih dari 30 tahun utamanya pada daerah kolam reaktor dan gedung reaktor khususnya pada ruang-ruang komponen dan sistem. metode pengamatan secara visual dan juga pemeriksaan dengan menggunakan alat uji tak rusak Portable Ultrasonic Non-Destructive Digital Indicating Tester (PUNDIT) PL200. Hasil pemeriksaan dengan menguji tiga sampel garis retak diperoleh bahwa terdapat 25 titik dengan kedalaman retak lebih dari 7 cm dan yang paling dalam 17,4 cm ditemukan pada Line 3 no. 14. Kata kunci : beton, gedung reaktor, kedalaman retak, pengujian ultrasonik, penuaan

ID-27

ID-62

| 37

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM DI BAGIAN TUBE WATER-JACKET COOLER BERDASARKAN PERUBAHAN LAJU ALIRAN

PENDINGIN REFRIGRASI PADA FASILITAS USSA-FTS01

Kiki Ardian1, Dwi Yuliadji1, Mulya Juarsa1 Universitas Ibn Khaldun Bogor

Jl. Sholeh Iskandar, Kedung Badak, Kec. Tanah Sereal, Kota Bogor, Jawa Barat 16162 Email: kikiardiansyah18.ea@gmail.com

ABSTRAK

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM DI BAGIAN TUBE WATER-JACKET COOLER BERDASARKAN PERUBAHAN LAJU ALIRAN PENDINGIN REFRIGRASI PADA FASILITAS USSA-FTS01. Sirkulasi alami merupakan fenomena sederhana yang terjadi pada proses perputaran fluida secara kontinyu berdasarkan gaya bouyancy dan gaya gravitasi akibat adanya perbedaan densitas air karena terjadi perbedaan temperatur. Untai USSAFTS01 dibangun dengan model pemanasan oleh heater band ke air, dan pendinginan oleh cooler (water-jacket). Tujuan penelitian untuk memahami laju sirkulasi alam dibagian tube water-jacket cooler berdasarkan perubahan laju aliran pendingin refrigerasi. Penelitian dilakukan secara eksperimental dengan memvariasikan laju aliran dibagian pendingin sebesar 3,5 lpm, 4,5 lpm dan 5,5 lpm pada daya heater dipemanas sebesar 528,4 watt. Hasil penelitian menunjukan bahwa semakin besar laju aliran pada pendingin menyebabkan kenaikan laju aliran sirkulasi alam, secara berturut-turut 0,00757 kg/s , 0,00768 kg/s dan 0,00802 kg/s. Kata kunci: Laju aliran, sirkulasi alam, water-jacket, refrigerasi, USSA-FTS01.

VISUALISASI DISTRIBUSI SUHU WATER HEATING TANK UNTAI FASSIP-02 MENGGUNAKAN KAMERA INFRA MERAH

Dedy Haryanto, Giarno, Joko Prasetio Witoko, G. Bambang Heru K.,Mulya Juarsa, M. Hadi Kusuma

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir Kawasan Puspiptek Gedung 80, Tangerang Selatan,15312

Email address : dedy.haryanto@batan.go.id

ABSTRAK

VISUALISASI DISTRIBUSI SUHU WATER HEATING TANK UNTAI FASSIP-02 MENGGUNAKAN KAMERA INFRA MERAH. Proses pemanasan air di dalam water heating tank pada Untai FASSIP-02 merupakan proses penting dalam mengetahui fenomena sirkulasi alamiah yang terjadi. Pada saat untai FASSIP-02 dioperasikan, informasi mengenai distribusi suhu di water heating tank diperlukan sebagai salah satu metode untuk mengetahui efektifitas pemanas yang diberikan dan mengetahui waktu pemanas yang dibutuhkan. Tujuan penelitian ini adalah mengetahui distribusi suhu di water heating tank dan waktu pemanasan yang dibutuhkan agar air mencapai suhu yang diinginkan. Metode yang dilakukan adalah memvisualisasikan distribusi suhu pada permukaan dinding luar water heating tank dengan menggunakan kamera infra merah dan menghitung waktu pemanasan yang dilakukan. Hasil yang didapatkan menunjukkan bahwa waktu pemanasan air yang dibutuhkan adalah pada rentang 100-170 menit bergantung pada daya heater yang diberikan. Kamera infra merah dapat memvisualisasikan distribusi suhu dinding luar water heating tank dengan sangat baik dan dapat diandalkan untuk mengetahui informasi suhu secara cepat pada saat proses eksperimen berlangsung. Kata Kunci : visualisasi suhu, water heating tank, kamera infra merah, FASSIP-02

ID-68

ID-84

| 38

REMAINING LIFE ASSESSMENT OF HP MOD MA REFORMER TUBE MATERIAL IN CHEMICAL FERTILIZER PLANT

Alim Mardhi 1 , Andryansah1, Mudi Haryanto1, Deswandri1, Geni Rina Sunaryo1

1 Centre For Nuclear Reactor Technology and Safety Email: alim_m@batan.go.id

ABSTRACT

REMAINING LIFE ASSESSMENT OF HP MOD MA REFORMER TUBE MATERIAL IN CHEMICAL FERTILIZER PLANT. The Mechanical Test Facility located at the Center for Nuclear Reactor Technology and Safety (PTKRN) plays an important role in supporting PTKRN's policy as a Center of Excellence in the field of nuclear safety including material structure integrity research. The experiences of PTKRN in aging management of research reactor with the purpose for determining the remaining life of components can be applied not only in nuclear reactors but also to strategic industries such as the chemical fertilizer industry. Reformers tube in the chemical fertilizer industry have been operating for fourteen years (14) years from the technical design age of 11.5 years under normal operating conditions. Its life already extends for 2.5 years. Therefore, remaining life of the reformer tube needs to be assessed for ensuring the safety of operation. The purpose of this study is to calculate the remaining life of the reformer tube using creep testing and the Larson Miller Parameter (LMP) method. Creep testing is carried out at a constant load and temperature. From the calculation is obtained the remaining life of the reformer tube at operating temperature of 850 o C and a pressure of 35-40 Bar is 8 years. From the results can be expected that the reformer tube components can still operate safely for the next 8 years on condition that the operating conditions are normal. Keywords: Remaining Life Assessment, Reformer Tube, Chemical Fertilizer Plant, Creep Test.

ID-83

| 39

Kelompok 6: Teknologi Lainnya

IDENTIFIKASI DAN KOREKSI TILT & SKEW PADA REKONSTRUKSI CT MENGGUNAKAN SOFTWARE OCTOPUS

Fitri Suryaningsih, Devina Chandra Dewi, Demon Handoyo, Rhakamerta Hijazi

Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Gd. 71 lt.2 Tangerang Selatan 15310, Indonesia fitri_sn@batan.go.id

Abstrak

IDENTIFIKASI DAN KOREKSI TILT & SKEW PADA REKONSTRUKSI CT MENGGUNAKAN SOFTWARE OCTOPUS. Koreksi tilt dan skew memudahkan dalam proses pembacaan hasil citra rekonstruksi. Masalah yang sering terjadi dalam proses rekonstruksi adalah terjadinya pergeseran titik vertical dan titik horizontal sehingga mengakibatkan citra perlembar yang kurang bagus. Titik vertical yang bergeser akan diperbaiki oleh parameter tilt dan titik horizontal yang bergeser akan diperbaiki oleh parameter skew. Metode yang dilakukan dalam pengujian kali ini adalah membandingkan hasil rekonstruksi tanpa koreksi dengan hasil rekonstruksi menggunakan parameter tilt dan skew dari benda uji berupa ignition coil. Setelah parameter correct sample movement dijalankan maka diperoleh nilai tilt dan skew sebesar 1,50 dan 10. Nilai tersebut dimasukan kedalam parameter koreksi finetuning geometry sehingga diperoleh hasil rekonstruksi yang lebih baik. Katakunci: Rekonstruksi citra, Tomografi, Software Octopus, Tilt, Skew

METODE DIAGNOSTIK KEDOKTERAN NUKLIR UNTUK PENILAIAN DISFUNGSI KELENJAR TIROIDPADA DIABETE MELLITUS TIPE2

Fadil Nazir1 dan Maria Evalisa1

1 pusat TeknologiKeselamatan dan Metrologi Radiasi Jl Lebak bulus Raya no 49, Kotak Pos 7043 JKSKL, Jakarta Selatan 12070

Email: evalisafadil@gmail.com

ABSTRAK

METODE DIAGNOSTIK KEDOKTERAN NUKLIR UNTUK PENILAIAN DISFUNGSI KELENJAR TIROIDPADA DIABETE MELLITUS TIPE2. Pergeseran pola penyakit dari penyakit infeksi ke penyakit non-infeksi (degeneratif) adalah akibat adanya pergeseran pola makan dan pola hidup. Konsensus pengelolaan Diabetes Melitus (DM) di Indonesia hasil kesepakatan para pakar DM di Indonesia yang mulai dirintis PB PERKENI. WHO memprediksi kenaikan jumlah pasien dari 8,4 juta pada tahun 2000 menjadi sekitar 21,3 juta pada tahun 2030. Penyakit DM tipe2berdampakpada berbagai komplikasi yang makin meningkat berkaitan dengan komplikasi vaskular yang bertanggung jawab atas mortalitas dan morbiditas yang tinggi. Tambahan baru untuk komplikasi ini adalah disfungsi tiroid. Dengan adanya teknik kedokteran nuklir dapat membantu mendiagnostik adanya disfungsi kelenjar tiroid dengan metode ske tiroid. Tujuan penelitian ini adalah menentukan metode diagnostik kedokteran nuklir untuk penilaian disfungsi kelenjar tiroid pada diabetes mellitus tipe2. Hasil dibuat dua kelompok volunteer masing masing 21 orang dengan DM tipe2 terdiri dari 6 orang wanita eutiroid, 1 orang hipotiroid, 11 orang pria eutiroid, 2 orang hipotiroid dan 1 orang hipertiroid. Pada 21 orang kelompok kontrol terdiri dari 13 orang wanita eutiroid, 2 orang hipertiroid, 5orang pria eutiroid dan 1 orang hipertiroid. Korelasi % uptake antara FT4 pada kedua kelompok r= 0,2079 (lemah) dan tidak signifikan, sementara untuk TSHs korelasinya kuat (r= 0,4872)dan signifikan. Disimpulkan metode sken tiroid Tc-99m pertekentate melalui nilai % uptake kelenjar tiroid dapat digunakan untuk memastikan adanya disfungsi kelenjar tiroid. Kata kunci: DM tipe2, disfungsi tiroid, sken tiroid, Tc-99m perteknetate

ID-43

ID-44

| 40

KAJIAN METODA NDT UNTUK DETEKSI CACAT LACK OF FUSION PADA LASAN

Mudi Haryanto1, Andryansyah1, Lily Suparlina1

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir Gd.80. Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan

Email: mudi@batan.go.id

ABSTRAK

KAJIAN METODA NDT UNTUK DETEKSI CACAT LACK OF FUSION PADA LASAN. Lack of fusion (kurang lebur) merupakan jenis cacat yang sangat berbahaya dalam struktur pengelasan karena mempunyai efek takikan (notch) sehingga retak mudah merambat dengan pembeban kecil. Lack of fusion terjadi karena logam las tidak sepenuhnya mengisi sambungan lasan, ada ruang antara logam las dan logam induk weld bead dimana terjadi lack. Tipe cacat ini sangat sulit di deteksi dengan metoda Non-Destructive Test (NDT). Oleh karena itu perlu dilakukan penelitian dan pengkajian dengan cara pembuatan simulasi jenis cacat sebagai referensi cacat lack of fusion yang mempunyai orientasi cacat berbeda. Penelitian dilakukan pada penggunaan metode NDT radiografi dan ultrasonik yang diujikan pada cacat referensi lack of fusion untuk mengetahui kemampuan deteksinya. Sampel yang digunakan dari pabrikan sonaspection berupa cacat lack of side wall fusion, lack of root fusion dan laminar fusion (lack of inter run fusion). Tahapan pertama dilakukan pengujian dengan metoda ultrasonik, dilanjutkan dengan metoda radiografi. Hasil penelitian menunjukkan untuk deteksi cacat lack of side wall fusion, lack of root fusion dan laminar fusion (lack of inter- run fusion) tidak mampu di deteksi dengan satu metoda radiografi atau ultrasonik tetapi perlu dua-duanya untuk saling melengkapi. Kata kunci : lack of fusion, metoda NDT, radiografi, ultrasonik.

ANALISA KETIDAKPASTIAN PROSES KALIBRASI LINEAR VARIABLE DIFFERENTIAL TRANSFORMER (LVDT) PADA

PENGUJIAN CREEP MATERIAL PLTN

Darlis Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir

Badan Tenaga Nuklir Nasional Gd. 80. Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan

darlis@batan.go.id

ABSTRAK

ANALISA KETIDAKPASTIAN PROSES KALIBRASI LINEAR VARIABLE DIFFERENTIAL TRANSFORMER (LVDT) PADA PENGUJIAN CREEP MATERIAL PLTN. Pengujian creep untuk penelitian terkait integritas struktur material Pembangkit Listrik tenaga Nuklir (PLTN) memiliki peran yang sangat penting. Dari hasil pengujian creep dapat dihitung sisa umur komponen dan informasi terkait fenomena degradasi material tersebut akibat creep pada suhu tinggi. Faktor ketidakpastian dalam pengujian creep harus diperhitungkan dari setiap tahapan pengujian baik dari tahap persiapan sampai pengujian selesai agar hasil yang diperoleh memiliki keberterimaan yang tinggi. Tujuan penelitian ini adalah menganalisa faktor ketidakpastian dalam tahapan proses kalibrasi LVDT pada pengujian creep yang dapat berpengaruh terhadap nilai ketidakpastian hasil pengujian. Metodologi yang digunakan adalah metode analisa kuantitatif berdasarkan faktor koreksi alat. Dari hasil analisa diperoleh bahwa faktor ketidakpastian kalibrasi LVDT adalah perbandingan antara tegangan yang tercatat di data akuisisi dibandingkan dengan nilai sebenarnya pada drum kalibrator. Kata kunci : Analisa, Proses, Pengujian

ID-47

ID-48

| 41

KALIBRASI IN-SITU DETEKTOR IONISASI WELL TYPE UNTUK Ir-

192 DI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS ANDALAS, PADANG

Assef Firnando Firmansyah1, Sri Inang Sunaryati1, Okky Agassy Firmansyah1, Fiqi Diyona2, Muhammad Al

Jabbar Kanie2

1 PTKMR BATAN, Jl. Lebak Bulus Raya, Jakarta Selatan, 12440 2 Rumah Sakit Universitas Andalas, Jl. Universitas Andalas, Padang, 25176

Email: firnando3154@gmail.com

ABSTRAK

KALIBRASI IN-SITU DETEKTOR IONISASI WELL TYPE UNTUK Ir-192 DI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS ANDALAS, PADANG. Makalah ini menguraikan kalibrasi detektor ionisasi well type TM 33004/000626 yang dihubungkan dengan elektrometer Unidos E T10008/082207 terhadap detektor ionisasi standar well type HDR-1000 Plus/A152152 yang dihubungkan dengan elektrometer PTW Webline/ T10022/268 untuk sumber radiasi brakhiterapi HDR Ir-192 dengan faktor kalibrasi dalam besaran kuat kerma udara. Kalibrasi dilakukan menggunakan metoda substitusi dengan posisi sumber radiasi di kedalaman detektor well type dengan respon maksimum. Detektor standar well type HDR-1000 Plus/A152152 dikalibrasi dalam besaran kuat kerma udara di University of Wiscounsin Accredited Dosimetry Calibration Laboratory tertelusur ke National Institute of Standard and Technology (NIST). Hasil yang diperoleh menunjukkan faktor kalibrasi dari detektor ionisasi well type TM 33004/000626 yang dihubungkan dengan elektrometer Unidos E T 10008/082207 dalam besaran kuat kerma udara adalah 9,724 105 Gy m2h-1 A-1 ± 3 %. Hasil kalibrasi in-situ ini berada dalam rentang yang baik dengan deviasi sebesar 0,6 % terhadap hasil kalibrasi sebelumnya. Kata kunci: Brakhiterapi, Detektor ionisasi Well Type, Kuat Kerma Udara , HDR Ir-192

ANALISIS SIFAT MEKANIK PADA HASIL PENGELASAN FSW UNTUK SERI MATERIAL PADUAN ALUMUNIUM YANG

DIAPLIKASIKAN DALAM INDUSTRI KELAUTAN

Rahadian Nopriantoko1 1Departemen Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Krisnadwipayana.

E-mail: RahadianN@unkris.ac.id

ABSTRAK

ANALISIS SIFAT MEKANIK PADA HASIL PENGELASAN FSW UNTUK SERI MATERIAL PADUAN ALUMUNIUM YANG DIAPLIKASIKAN DALAM INDUSTRI KELAUTAN. Friction Stir Welding (FSW) diperkenalkan sebagai metode pengelasan baru yang murah dan ramah lingkungan, dengan kualitas hasil las yang baik. Aluminum Alloy (AA) secara luas telah digunakan dalam berbagai indsutri, termasuk di bidang industri kelautan. AA seri 5XXX dan 6XXX adalah jenis material yang digunakan untuk pembuatan kapal dan kontruksi offshore, karena memilki sifat tahan korosi dan kekuatan yang baik setelah penyambungan. Dilakukan pengelasan FSW untuk sejumlah seri paduan alumunium AA 5052, AA 5083, AA 6061, AA 6063. Didapati bahwa daerah hasil pengelasan menunjukkan perbedaan sifat mekanik yang berbeda-beda dan unik untuk setiap serinya, sehingga menjadikan hal ini cukup menarik untuk dikaji lebih lanjut. Kata kunci: FSW, AA 5052, AA 5083, AA 6061, AA 6063, sifat mekanik

ID-52

ID-70

| 42

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM DI BAGIAN BAND HEATER BERDASARKAN PERUBAHAN DAYA PADA UNTAI USSA FTS-01

Fazar Mu’Alif1, Dwi Yuliadji2, Edi Marzuki2, Mulya Juarsa2

1 Mahasiswa Teknik Mesin, Fakultas Teknik Dan Sains Universitas IBN Khaldun Bogor 2 Dosen Teknik Mesin, Fakultas Teknik Dan Sains Universitas IBN Khaldun Bogor

Jl. Sholeh Iskandar, Kedung Badak, Kec. Tanah Sereal, Kota Bogor, Jawa Barat 16162 Email: aliffazar.m24@gmail.com

ABSTRAK

LAJU ALIRAN SIRKULASI ALAM DI BAGIAN BAND HEATER BERDASARKAN PERUBAHAN DAYA PADA UNTAI USSA FTS-01. Pemanfaatan fenomena sirkulasi alami adalah salah satu contoh yang bisa diterapkan sebagai langkah efisiensi energi dalam mengurangi kerja pompa. Untai USSA FTS-01 dikonstruksi untuk mempelajari fenomena sirkulasi alam dengan rangkaian untai terdiri dari tube stainless steel 304 berdiameter 1 inchi. Sumber panas disimulasikan dengan band heater dengan kapasitas 1kW sepanjansg 30cm sedangkan pendingin disimulasikan menggunakan water jacket cooler dengan panjang 30cm, akuisisi data menggunakan National Instruments. Tujuan penelitian adalah untuk menganalisa pengaruh daya pada heater terhadap laju aliran sirkulasi alami pada bagian heater. Metode penelitian dilakukan secara eksperimen dengan variasi daya heater sebesar 528.4 watt, 655.2 watt dan 784.1 watt pada laju aliran pendingin di refrigeran sebesar 3.5 lpm. Hasil penelitian menunjukkan semakin besar daya heater menyebabkan semakin besar laju perpindahan kalor, secara berurutan didapat nilai 442,617 watt, 562,47 watt dan 619,42 watt. Kemudian untuk laju aliran massa didapat 0,0337 [kg/s], 0,0525 [kg/s], dan 0,0501 [kg/s]. Kata kunci: Laju aliran, sirkulasi alam, band heater, daya,USSA FTS-01.

PENENTUAN DAMPING OPTIMAL FLOWMETER ULTRASONIK PADA FASILITAS EKSPERIMEN REACTOR CAVITY COOLING

SYSTEM (RCCS)

Sudarno1, Kiswanta1, Arif Adtyas1 1Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) BATAN

Kawasan PUSPIPTEK Gedung 80, Serpong, Tangerang Selatan, 15310 Email: sudarno@batan.go.id

ABSTRAK

PENENTUAN DAMPING OPTIMAL FLOWMETER ULTRASONIK PADA FASILITAS EKSPERIMEN REACTOR CAVITY COOLING SYSTEM (RCCS). RCSS adalah sistem keselamatan pasif pada reaktor nuklir temperatur tinggi yang didesain untuk menghilangkan panas dan menjaga temperatur tangki reaktor dan struktur reaktor tetap dalam batas keselamatan. Satu fasilitas eksperimen RCCS telah dibangun di Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor (PTKRN) BATAN, untuk memverifikasi desain Reaktor Daya Non Komersial (RDNK) tipe HTGR. Pengukuran laju alir dalam RCCS menggunakan flowmeter ultrasonik menghasilkan derau yang signifikan. Untuk mengatasi hal tersebut ditambahkan damping pada sistem instrumentasi pengukuran laju alir. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menentukan nilai damping optimal untuk ultra sonic flowmeter pada fasilitas eksperimen RCCS. Metoda yang dilakukan adalah dengan melakukan analisis sinyal pengukuran laju alir, untuk mengetahui pengaruh damping terhadap waktu tunda dan nilai Signal to Noise Ratio (SNR). Dari hasil analisis terbukti bahwa penambahan damping dapat meningkatkan nilai SNR, tetapi memberikan dampak bertambahnya waktu tunda sensor. Dari hasil eksperimen diperoleh nilai damping optimal pada flowmeter ultrasonik adalah antara 5 detik sampai dengan 10 detik. Kata kunci: damping, optimal, flowmeter ultrasonik, RCCS.

ID-72

ID-28

| 43

ANALISIS KUALITAS RAW MIX DENGAN STATISTICAL QUALITY

CONTROL

Elita Amrina1 1 Jurusan Teknik Industri, Fakultas Teknik Universitas Andalas, Padang, 25163

Email: elyrahmi30@gmail.com

ABSTRAK

ANALISIS KUALITAS RAW MIX DENGAN STATISTICAL QUALITY CONTROL. Raw mix adalah hasil pengolahan material pada langkah awal proses produksi semen. Kualitas raw mix ditentukan berdasarkan lima indikator yaitu Lime Saturation Factor (LSF), Silica Modulus (SIM), Alumina Modulus (ALM), Sieving 90 μ dan Sieving 180 μ. Pada kenyataannya raw mix yang dihasilkan masih belum sesuai dengan spesifikasi yang ditetapkan. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis kualitas raw mix dengan statistical quality control. Penelitian dilakukan pada PT X, perusahaan manufaktur semen yang berada di kota Padang, Sumatera Barat. Kualitas raw mix dianalisis dengan menggunakan peta kontrol dan kemudian dilakukan penentuan indeks kapabilitas proses. Berdasarkan pengolahan data didapatkan nilai indeks kapabilitas proses untuk Sieving 90 μ dan Sieving 180 μ adalah 1,14 dan 1,29. Hal ini dapat menunjukkan bahwa kapabilitas proses raw mix untuk Sieving 90 μ dan Sieving 180 μ sudah baik. Sedangkan nilai indeks kapabilitas proses untuk LSF, SIM dan ALM didapatkan lebih kecil dari 1 sehingga kapabilitas proses belum dapat memenuhi spesifikasi yang ditetapkan. Hasil penelitian ini diharapkan dapat membantu perusahaan semen untuk meningkatkan kualitas raw mix yang dihasilkan. Kata Kunci: kapabilitas proses, peta kontrol, raw mix, semen, spesifikasi,

ID-81