Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Hasil Pencarian

Ditemukan 2 dokumen yang sesuai dengan query
cover
Ratih Luhuring Tyas
"Potensi bahaya reaktor riset lebih rendah dibandingkan reaktor daya. Namun sebahagian besar reaktor riset dibangun beberapa dekade lalu, dimana persyaratan desain belum sepenuhnya memenuhi persyaratan keselamatan sebagaimana halnya RSG-GAS yang sudah beroperasi selama 28 tahun dan berlokasi dekat dengan pemukiman penduduk. Sebagai masukan dari kecelakaan Fukushima perlu dilakukan pengkajian ulang analisis keselamatan RSG-GAS. Analisis keselamatan meliputi tahapan identifikasi potensi bahaya, mengkarakterisasi kejadian pemicu, menentukan probabilitas kegagalan dan mengukur konsekuensi.
Penelitian ini hanya terbatas pada sistem pendingin primer. Kegagalan sistem primer dapat menimbulkan kejadian terparah, yaitu melelehnya bahan bakar reaktor. Berdasarkan identifikasi dan analisis bahaya pada sistem pendingin primer dengan menggunakan metode HAZID (Hazard Identification) dan HAZOP (Hazard and Operability Analysis) didapatkan lima kejadian pemicu yaitu: kehilangan pendingin karena kebocoran pipa pendingin primer area setelah katup isolasi, kehilangan pendingin karena pecahnya casing pompa karena kegagalan impeller, kehilangan pendingin karena kebocoran alat penukar panas, kehilangan aliran pendingin karena kegagalan pompa primer kehilangan aliran pendingin karena kegagalan katup isolasi primer.
Setiap kejadian terdiri dari skenario sukses-gagal beberapa fungsi keselamatan yang tersedia, dan dihasilkan empat puluh delapan skenario dari ke lima kejadian yang ada. Menggunakan perangkat lunak Item ToolKit, disusun skenario kejadian terhadap sistem keselamatan yang tersedia menggunakan Metode Event Tree Analysis (ETA) dan didapatkan hasil probabilitas kejadian dengan nilai terbesar 5,12.10-6/tahun. Seluruh skenario berdasarkan CDF dan CDS, berada dalam kategori Medium Risk dan Low Risk, sehingga dapat dinyatakan bahwa reaktor aman untuk di operasikan.

The research reactor has lower hazard potential than the power reactor. However, most research reactor was built a few decades ago, when the design requirement was not completely fulfilled the safety requirement as well as the Reaktor Serba Guna G. A Siwabessy (RSG - GAS) that has been operating for 28 years and located close to the housing resident. Learning from Fukushima accident, it is necessary to assess the safety analysis of RSG - GAS. The safety analysis including the identification of potential hazard, characterization of the postulated initiating event, determination of failure probability, and measuring the frequency.
This paper will be focused on the primary cooling system. The worst effect, as a result of the failure of primary system, because of the fuel of the reactor melts. Based on identification and hazard analysis of the primary cooling system using HAZID (Hazard Identification) and HAZOP (Hazard and Operability Analysis) method, there are five initiating events : loss of coolant accident (LOCA) because the leakage of the primary coolant boundary beyond the isolation valves, LOCA because the rupture of a pump casing due to impeller failure, LOCA because heat exchanger leakage, loss of flow accident (LOFA) because the loss of primary pump, and LOFA because the inadvertent closure of the primary isolation valves.
Each event consists of success - fail scenario from several available safety function, and there are fourty eight scenarios obtained from five events available. By using Item ToolKit Software, the event scenario arranged towards safety system avalaible by Event Tree Analysis (ETA) method and the frequency of each event is obtained, i.e the maximum value of event of 5.12E-6/year. All scenario based on CDF and CDS are in Medium Risk and Low Risk, so that the reactor is safe to operated.
"
Depok: Fakultas Teknik Universitas Indonesia, 2015
T45206
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library
cover
Saragi, Elfrida
"ABSTRAK
Paduan aluminium (AlMg3) digunakan pada reaktor nuklir terutama pada tangki
reaktor, beam tube dan komponen lainnya yang ada didalam kolam reaktor. Salah
satu reaktor yang menggunakan material AlMg3 adalah reaktor yang ada di Serpong.
Kolam reaktor berisi air sebagai media pendingin. Media pendingin didalam kolam
disebut Primer menggunakan air non mineral (air demin). Kualitas air yang
digunakan akan sangat berpengaruh terhadap integritas struktur, sistem dan
komponen reaktor. PH air pendingin primer sekitar 5,8
yang diizinkan sebesar 0.0528 ppm dan klorida (Cl) sebesar 0.049 ppm. Tujuan
penelitian ini adalah pengaruh klorida dan pH terhadap struktur material AlMg3. Ion
klorida mampu menghancurkan lapisan protektif material AlMg3 jika ion ini berada
di dalam air pendingin primer. Pengujian yang dilakukan adalah karakterisasi
material, pengujian korosi dan pengujian kekerasan. Pengujian korosi menggunakan
metode Tafel, uji kekerasan menggunakan metode Vickers. Hasil karakterisasi
material diperoleh bahwa pola difraksi sebelum dan setelah dilakukan pemanasan
adalah sama dan penyebaran seluruh unsur yang ada di dalam AlMg3 tidak merata.
Dengan konsentrasi larutan sebesar 5000 ppm (5% NaCl) diperoleh laju korosi pada
pH 5.5 sebesar 0.0532 mpy, ph 6.5 sebesar 0,0344 mpy dan pH 7.5 sebesar 0,081
mpy. Hasil uji kekerasan sebelum dan setelah dikorosikan adalah tidak berubah.
Besarnya adalah 45.48627 VHN. Peningkatan laju korosi masih jauh dibawah
ketentuan kategori korosi rendah (2 mpy). Dalam hal ini material AlMg3 masih aman
digunakan.

ABSTRACT
Aluminum alloy (AlMg3) is used in nuclear reactors, especially in the reactor tank,
beam tubes and other components that are in the reactor pool. One reactor using
AlMg3 material is existing reactors in Serpong. The reactor pool filled with water as
the cooling medium. The cooling medium in the pond called Primer using non
mineral water (demin water). The quality of water used will greatly affect the
integrity of the structures, systems and components of the reactor. Primary cooling
water PH 5.8
0.049 ppm. The purpose of this study was the effect of chloride and pH of the
material structure AlMg3. Chloride ions capable of destroying the protective layer
material AlMg3 if these ions are in the primary cooling water. This experiment is the
characterization of materials, corrosion testing and hardness testing. Corrosion testing
using Tafel method, Vickers hardness testing method. Material characterization
results showed that the diffraction pattern before and after heating is the same and the
deployment of all the elements that exist in AlMg3 uneven. With a concentration of
5000 ppm (5% NaCl) was obtained at pH 5.5 corrosion rate of 0.0532 mpy, pH 6.5 at
0.0344 mpy and pH 7.5 at 0.081 mpy. The results of hardness test before and after
corrosion is unchanged. The amount is 45.48627 VHN. The increase in the corrosion
rate is still far below the provision of low corrosion category (2 mpy). In this case the
material AlMg3 still safe to use."
2016
T46717
UI - Tesis Membership  Universitas Indonesia Library