Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Pemeliharaan peralatan di reaktor nuklir merupakan bagian penting dari manajemen untuk menjaga keamanan operasi reaktor. Pemeliharaan Reaktor Serbaguna G.A. Siwabessy RSG-GAS saat ini mencakup kegiatan pemeliharaan rutin dan non-rutin. Dalam rangka meningkatkan efektivitas kegiatan pemeliharaan tersebut, dilakukan penelitian berkenaan dengan kegiatan pemeliharaan yang hasilnya akan diguanakan sebagai masukan kepada menjemen pengoperasi reaktor. Penelitian ini dilakukan pada sistem proses pendingin sekunder dengan menggunakan RCM untuk menentukan tugas pemeliharaan yang efektif. Kemudian perhitungan keandalan, laju kegagalan, dan MTBF juga dilakukan untuk mengetahui nilai keandalan komponen pada sistem proses pendinginan sekunder yang dapat digunakan untuk mengukur kinerja kegiatan pemeliharaan. Hasil dari penelitian ini mengusulkan perubahan dalam tindakan pemeliharaan saat ini setelah dilakukan analisis dengan menggunakan RCM dan nilai keandalan. Analisis RCM mengusulkan TD yang lebih rendah dari PM saat ini yaitu dari 74 menjadi 51 tindakan, dan juga tambahan 31 tindakan CD. Dari hasil analisis keandalan, komponen filter merupakan komponen yang nilai keandalannya lebih rendah dibanding komponen lain yaitu antara 41,10 - 46,81, dengan MTBF 880,85 - 1585,53 jam, lebih rendah dibanding interval waktu PM saat ini yaitu 2160 jam.

---

Maintenance of equipment in nuclear reactors is an important part of management to maintain the save operation of the reactor. Maintenance of G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor RSG GAS currently includes routine and non routine maintenance activities. In order to improve the effectiveness of the maintenance activities, a research related to maintenance activities which result will be used as input to the reactor operation.

This study was conducted on a secondary cooling process system using RCM to determine the effectiveness of maintenance tasks. Then calculation of reliability, failure rate, and MTBF is also done to determine the value of component reliability in secondary cooling process system which can be used to measure performance of maintenance activity.

The results of this study suggest many changes in current maintenance task after analysis using RCM and reliability values. The RCM analysis proposes a lower TD than the current PM of 74 to 51 task, as well as an additional 31 CD task. From the results of reliability analysis, the filter component is a component whose reliability value is lower than other components that is between 41.10 46.81 , with MTBF 880.85 1585.53 hours, lower than the current PM time interval is 2160 hours."

"Indonesia mempunyai reaktor nuklir berjenis reaktor riset dengan bahan bakar berbentuk pelat. Reaktor riset didesain untuk menggunakan bahan bakar uranium pengayaan tinggi (≥ 90% 235U). Namun pengayaan tinggi berpotensi untuk disalahgunakan sebagai senjata nuklir, sehingga dibuat kesepakatan bersama bahwa reaktor nuklir hanya diperbolehkan untuk menggunakan bahar bakar uranium pengayaan rendah (< 20% 235U). Untuk mengembalikan performa reaktor sesuai dengan desain awal, fraksi uranium di dalam bahan bakar ditingkatkan dan kelongsong bahan bakar diganti dari AlMg2 menjadi Al 6061-T6. Dalam proses pembuatan pelat elemen bakar, material kelongsong, yaitu Al 6061-T6 akan mengalami beberapa kali proses pengerolan sehingga akan menimbulkan tegangan sisa pada pelat Al 6061-T6 hasil pengerolan. Berdasarkan hasil penghitungan tegangan sisa menggunakan XRD dengan metode sin2 ψ, tegangan sisa meningkat seiring dengan bertambahnya derajat deformasi ketebalan. Tegangan sisa dapat diminimalisir atau bahkan dihilangkan dengan memberikan perlakuan panas pada pelat Al 6061-T6 hasil pengerolan. Pada penelitian ini didapat bahwa pemberian panas pada temperatur 340°C selama 1 jam cukup efektif untuk menurunkan tegangan sisa pada pelat Al 6061-T6 hasil pengerolan.

---

Indonesia has a research reactor with plate-shaped nuclear fuel. The research reactor is designed to use highly enriched uranium fuel (≥ 90% 235U). However, high enrichment has the potential to be misused as a nuclear weapon, so international agreement was made that nuclear reactors are only allowed to use low enriched uranium fuel (< 20% 235U). To restore the reactor’s performance to the original design, the uranium fraction in the fuel was increased and the fuel cladding was changed from AlMg2 to Al 6061- T6. In the process of making the fuel element plate, the cladding material, namely Al 6061-T6 will undergo several rolling processes so that it will cause residual stress on the Al 6061-T6 plate. Based on the results of calculation of residual stress using XRD with the sin2 ψ method, the residual stress increases with the increase in the degree of thickness deformation. Residual stress can be minimized or even eliminated by applying heat treatment to the rolled Al 6061-T6 plate. In this study, it was found that the application of heat at a temperature of 340°C for 1 hour was effective enough to reduce the residual stress on the Al 6061-T6 plate as a result of rolling process."

"Reaktor Serba Guna GA. Siwabessy RSG-GAS menyimpan potensi bahaya radiasi, walaupun telah didesain dan dibangun dengan mempertimbangkan berbagai faktor keselamatan. Sistem keselamatan pada pendingin primer merupakan komponen yang penting dan berfungsi sebagai penghalang ganda reaktor nuklir. Apabila sistem pendingin primer gagal beroperasi, maka sistem keselamatan pada sistem pendingin primer akan bekerja untuk mencegah pelepasan zat radioaktif, melalui sistem 'scram', sehingga reaktor dapat terhindar dari kecelakaan yang parah. Oleh karena itu, evaluasi sistem keselamatan dari sistem pendingin primer, dengan menggunakan suatu metode analisis keselamatan yang tepat, perlu dilakukan untuk mengukur tingkat kinerja dari sistem keselamatan tersebut. Fault tree analysis sering digunakan secara deduktif untuk mengevaluasi kinerja keselamatan secara probabilistik probabilistic safety assessment, PSA . Dalam melakukan PSA ini digunakan data generik karena data kegagalan komponen yang dimiliki oleh suatu objek analisis biasanya tidak tersedia secara detail. Data generik tidak menggambarkan kondisi kebolehjadian kegagalan komponen yang sebenarnya. Selain itu, data generik tidak cocok untuk diterapkan pada komponen ndash; komponen yang sudah mengalami proses ageing karena adanya penurunan keandalan komponen yang diakibatkan pada proses ageing. Penggunaan data generik akan menambah ketidakpastian pada hasil PSA. Untuk mengatasi hal tersebut diusulkan penggunaan metode fuzzy fault tree analysis FFTA. Nilai probabilitas basic events yang dihasilkan dari FFTA kemudian digunakan untuk menghitung probabilitas kejadian menggunakan metode Event Tree Analysis ETA dan diperoleh hasil probabilitas kejadian dengan nilai terbesar 4,304 x 10-8/tahun. Seluruh skenario berdasarkan CDF dan CDS, berada dalam kategori medium risk dan low risk, sehingga dapat dinyatakan bahwa RSG ndash; GAS aman untuk dioperasikan.

---

G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor RSG GAS has significant potency of radiation hazard, although it has been designed and constructed by considering comprehensive safety factors. The safety system of primary cooling system is one of the most important components of the reactor and serve as multiple barriers in a nuclear reactor. If there is a failure on the primary cooling system operation, the safety system in the primary cooling system will work to prevent the release of radioactive material through the ldquo scram rdquo system, a severe accident of the reactor can be avoided. Therefore, an evaluation toward the safety system of the primary cooling system by occupying the proper safety analysis method, is required to be carried out. So that, the performance level of the safety system can be figured out.

Fault tree analysis is frequently applied to deductively carry out the safety system evaluation by occupying the probabilistic assessment method PSA . To perform this PSA, the generic data is used because the data of components failure owned by an object of analysis, is not available in detail. The generic data used in the safety analysis does not describe the real probability of component failures. In addition, generic data is not applicable for old components because the old components reliability is really affected by the ageing process. But, when generic data is occupied on PSA then, it will increase the uncertainty value of the PSA result.

To solve this problem, another safety analysis method, called as Fuzzy Fault Tree Analysis FFTA Method, is proposed in this research. The basic event probability values generated from FFTA are then applied for calculating the probability of event using Event Tree Analysis ETA Method in order to obtain the probability of each event, with the result that, the obtained greatest value is 4.304 x 10 8 year. All scenario based on CDF and CDS are in the medium risk and low risk category, so it can be concluded that RSG GAS is safe to be operated."