ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

In the primary cooling system installation TRIGA 2000 reactor, grafting piping system using flange connection for connecting or demolition if necessary. This connection includes a connection pipe to the fittings, valves, equipment, or other separate parts in the piping system. Analysis of flange force on the primary coolant piping system of the TRIGA 2000 reactor was performed with stress analysis software CAESAR II. The steps required in the analysis include data collection for model input, modeling, static analysis. Analysis of flange strength using the "Flange as the weakest part philosophy" with full term rating that is used when pressure-temperature values ​​specified in ASME B16.5 is taken as Maximum allowable working pressure (MAWP) in the primary reactor coolant system piping TRIGA 2000. Analysis of flange force that removed in the 2000 Bandung TRIGA reactor at the primary discharge piping system. From the calculation results obtained that the flange is eligible in accordance with the MAWP for the temperature and operating pressure of the TRIGA 2000 reactor primary system. Dalam instalasi sistem pendingin primer reaktor TRIGA 2000, sistem penyambungan pemipaannya menggunakan sambungan flange untuk menghubungkan atau pembongkaran apabila diperlukan. Sambungan ini meliputi sambungan pipa ke fitting, katup, equipment, atau bagian lainnya yang terpisah dalam sistem pemipaan. Analisis kekuatan flange pada sistem pemipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000 dilakukan dengan bantuan perangkat lunak analisa stress CAESAR II. Langkah-langkah yang dibutuhkan dalam analisis meliputi pengumpulan data untuk input model, pemodelan, analisis statik. Analisis kekuatan flange menggunakan metode “Flange as weakest part philosophy” dengan istilah full rating yang dipakai bila nilai pressure-temperature tertentu pada ASME B16.5 diambil sebagai Tekanan Kerja Maksimum yang diijinkan atau Maximum Allowable Working Pressure (MAWP) pada sistem perpipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000. Analisa kekuatan flange yang dilalukan di reaktor TRIGA 2000 Bandung yaitu pada bagian discharge sistem pemipaan primer. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa flange memenuhi syarat sesuai dengan MAWP untuk suhu dan tekanan operasi sistem primer reaktor TRIGA 2000

ANALISA KEKUATAN FLANGE PADA SISTEM PEMIPAAN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

In the primary cooling system installation TRIGA 2000 reactor, grafting piping system using flange connection for connecting or demolition if necessary. This connection includes a connection pipe to the fittings, valves, equipment, or other separate parts in the piping system. Analysis of flange force on the primary coolant piping system of the TRIGA 2000 reactor was performed with stress analysis software CAESAR II. The steps required in the analysis include data collection for model input, modeling, static analysis. Analysis of flange strength using the "Flange as the weakest part philosophy" with full term rating that is used when pressure-temperature values ​​specified in ASME B16.5 is taken as Maximum allowable working pressure (MAWP) in the primary reactor coolant system piping TRIGA 2000. Analysis of flange force that removed in the 2000 Bandung TRIGA reactor at the primary discharge piping system. From the calculation results obtained that the flange is eligible in accordance with the MAWP for the temperature and operating pressure of the TRIGA 2000 reactor primary system. Dalam instalasi sistem pendingin primer reaktor TRIGA 2000, sistem penyambungan pemipaannya menggunakan sambungan flange untuk menghubungkan atau pembongkaran apabila diperlukan. Sambungan ini meliputi sambungan pipa ke fitting, katup, equipment, atau bagian lainnya yang terpisah dalam sistem pemipaan. Analisis kekuatan flange pada sistem pemipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000 dilakukan dengan bantuan perangkat lunak analisa stress CAESAR II. Langkah-langkah yang dibutuhkan dalam analisis meliputi pengumpulan data untuk input model, pemodelan, analisis statik. Analisis kekuatan flange menggunakan metode “Flange as weakest part philosophy” dengan istilah full rating yang dipakai bila nilai pressure-temperature tertentu pada ASME B16.5 diambil sebagai Tekanan Kerja Maksimum yang diijinkan atau Maximum Allowable Working Pressure (MAWP) pada sistem perpipaan pendingin primer reaktor TRIGA 2000. Analisa kekuatan flange yang dilalukan di reaktor TRIGA 2000 Bandung yaitu pada bagian discharge sistem pemipaan primer. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa flange memenuhi syarat sesuai dengan MAWP untuk suhu dan tekanan operasi sistem primer reaktor TRIGA 2000

POTENSI APLIKASI MODUL ADAM-4080D SEBAGAI PENCACAH PADA PESAWAT RENOGRAF

ABSTRAK Potensi aplikasi  modul ADAM-4080D   sebagai pencacah  pada pesawat  renograf  akan dibahas dalam makalh ini. Percobaan  untuk pengujian  modul menggunakan  function generator,  sebagai pengganti pulsa radiasi,  dilakukan   dengan   membandingkannya  hasil cacah modul dengan   hasil cacah  sebuah  perangkat  standard.   Teknik pemrograman   untuk  pengujian  dijelaskan  secara detail  berikut  data  hasil pengujian.    Data pengujian  menunjukan  bahwa  modul  tersebut  layak digunakan sebagai pencacah pada pesawat renograf. Kata kunci:   ADAM-4080D,   pencacah,    RenografABSTRACT Potential application of ADAM-4080D   module as a counting component  for renograf  equipment is discoursed  in this paper.  Experiment  for evaluation  using a function  generator,   to simulate radiation  pulses,  is conducted  by comparing  the module counting result  with counting  result of standard counting equipment.   Programming  technique for the evaluation is explained in detail as well as  the result  of the evaluation.    The evaluation shows  that the module  is adequated  to be used as counting component in renograf equipment. Keyword:  ADAM-40800,  counting, Renogra

POTENSI APLIKASI MODUL ADAM-4080D SEBAGAI PENCACAH PADA PESAWAT RENOGRAF

ABSTRAK Potensi aplikasi  modul ADAM-4080D   sebagai pencacah  pada pesawat  renograf  akan dibahas dalam makalh ini. Percobaan  untuk pengujian  modul menggunakan  function generator,  sebagai pengganti pulsa radiasi,  dilakukan   dengan   membandingkannya  hasil cacah modul dengan   hasil cacah  sebuah  perangkat  standard.   Teknik pemrograman   untuk  pengujian  dijelaskan  secara detail  berikut  data  hasil pengujian.    Data pengujian  menunjukan  bahwa  modul  tersebut  layak digunakan sebagai pencacah pada pesawat renograf. Kata kunci:   ADAM-4080D,   pencacah,    RenografABSTRACT Potential application of ADAM-4080D   module as a counting component  for renograf  equipment is discoursed  in this paper.  Experiment  for evaluation  using a function  generator,   to simulate radiation  pulses,  is conducted  by comparing  the module counting result  with counting  result of standard counting equipment.   Programming  technique for the evaluation is explained in detail as well as  the result  of the evaluation.    The evaluation shows  that the module  is adequated  to be used as counting component in renograf equipment. Keyword:  ADAM-40800,  counting, Renogra

RANCANG BANGUN PERANGKAT RADIOIMMUNOASSAY (RIA)

ABSTRAKDilakukan  dokumentasi  rancang  bangun perangkat  radioimmunoassay  ( RIA ) yang disederhanakan  dan  disesuaikan  dengan  keperluan  aplikasi  klinis.  Dokumen ini  menitik beratkan  pada  rancangan  sample  changer  sedangkan  untuk rancangan  etektroniknya, adalah   dokumentasi  meliputi rancangan sistem kontrol sample changer,  dan  rancangan SCA. Kata kunci :    Sample Changer,  sistem kontrol  dan SC

RANCANG BANGUN PERANGKAT RADIOIMMUNOASSAY (RIA)

ABSTRAKDilakukan  dokumentasi  rancang  bangun perangkat  radioimmunoassay  ( RIA ) yang disederhanakan  dan  disesuaikan  dengan  keperluan  aplikasi  klinis.  Dokumen ini  menitik beratkan  pada  rancangan  sample  changer  sedangkan  untuk rancangan  etektroniknya, adalah   dokumentasi  meliputi rancangan sistem kontrol sample changer,  dan  rancangan SCA. Kata kunci :    Sample Changer,  sistem kontrol  dan SC

PENGARUH FLEKSIBILITAS NOZZLE TERHADAP SISTEM PERPIPAAN

EFFECT OF NOZZLE FLEXIBILITY ON PIPING SYSTEMNOZZLE. Piping systems should be designed flexibly to avoid the burden more on the buffer tube and nozzle equipment. In conditions where space is limited then to create a routing that is flexible enough not impossible to achieve. As a result, the force generated would be enormous. One way to reduce the load more on the support and on the equipment nozzles with the method of nozzle fleksibility. In this method, the nozzle was not considered to be rigid but has a certain flexibility in accordance with the dimensions of the eaulpmen: Based on calculations using Caesar /I produced Fx=11926 kg, Fy =2510 kg, FZ=800 kg, Mx = -17712 kg-m, My =44514 kg-m and Mz =7813 kg-m. From these data there are still components that moment, that is My still quite large. To reduce the load on the nozzle so on nozzle factors included flexibility in order to get results Fx = 1989 kg, Fy =- 1938, FZ =1672, Mx = -1798 kg-m, My = 8106 kg-m and Mz = 3846 kg-m . Seeing the results of calculations with the nozzle flexibility and style of the moment turns out that there is less than the allowable limits so that this condition Is declared safe to Install.   PENGARUH FLEKS/BILITAS NOZZLE TERHADAP S/STEM PERPIPAAN. Sistem perpipaan harus dirancang f1eksibel untuk menghindari beban lebih pada penyangga pipa maupun nozzle equipment. Pada kondisi dimana ruang sangat terbatas maka untuk membuat routing yang cukup fleksibel tidak mungkin dapat dicapai. Akibatnya gaya yang ditimbulkan akan sangat besar. Salah satu cara untuk mengurangi beban lebih pada penyangga maupun pada nozzle equipment yaitu dengan metode nozzle f1eksibilas. Dalam metoda inl nozzle tldak dianggap kaku tetapi memiliki fleksibllitas tetteniu sesual dengan dimensi darl equIpment. Berdasarkan perhitungan dengan menggunakan Caesar" dihasilkan Fx=-11926 kg, Fy=2510 kg, Fz=800 kg, Mx=-17712 kg-m, My=44514 kg-m dan Mz=7813 kg-m. Dari data tersebut maslh ada komponen moment yaitu My yang masih cukup besar. Untuk menurunkan beban nozzle maka pada nozzle dimasukkan faktor fleksibilltas sehlngga didapat has" Fx=1989 kg, Fy=-1938, Fz=1672, Mx=- 1798 kg-m, My=8106 kg-m dan Mz=3846 kg-m. Mel/hat hasil perhltungan dengan nozzle fleksibilitas ternyata gaya dan moment yang terjadi lebih kecil darl batasyang diijinkan sehingga kondisi ini dinyatakan aman untuk diinstal

TINJAUAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN MEKANIK REAKTOR DAYA

TlNJAUAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN MEKANIK REAKTOR DAYA. Dalam suatu sitem reaktor nuklir yang meliputi bejana tekan, penyangga komponen-komponen utama, pemipaan sistem pendingin serta selongsong bahan bakar, mempunyai persyaratan- persyaratan material yang berlainan dan berbeda sesuai dengan type reaktor. Secara khusus persyaratan material reaktor daya tersebut meliputi syarat fisik atau mekanik dan persyaratan nuklir material. Stainless steel merupakan baja tahan karat austenitik, yang terdiri dari paduan logam Fe dan Cr dan Ni yang memberikan sifat mekanik yang baik dan ketahanan terhadap korosi pada temperatur yang tinggi

PENGARUH FLEKSIBILITAS NOZZLE TERHADAP SISTEM PERPIPAAN

EFFECT OF NOZZLE FLEXIBILITY ON PIPING SYSTEMNOZZLE. Piping systems should be designed flexibly to avoid the burden more on the buffer tube and nozzle equipment. In conditions where space is limited then to create a routing that is flexible enough not impossible to achieve. As a result, the force generated would be enormous. One way to reduce the load more on the support and on the equipment nozzles with the method of nozzle fleksibility. In this method, the nozzle was not considered to be rigid but has a certain flexibility in accordance with the dimensions of the eaulpmen: Based on calculations using Caesar /I produced Fx=11926 kg, Fy =2510 kg, FZ=800 kg, Mx = -17712 kg-m, My =44514 kg-m and Mz =7813 kg-m. From these data there are still components that moment, that is My still quite large. To reduce the load on the nozzle so on nozzle factors included flexibility in order to get results Fx = 1989 kg, Fy =- 1938, FZ =1672, Mx = -1798 kg-m, My = 8106 kg-m and Mz = 3846 kg-m . Seeing the results of calculations with the nozzle flexibility and style of the moment turns out that there is less than the allowable limits so that this condition Is declared safe to Install.   PENGARUH FLEKS/BILITAS NOZZLE TERHADAP S/STEM PERPIPAAN. Sistem perpipaan harus dirancang f1eksibel untuk menghindari beban lebih pada penyangga pipa maupun nozzle equipment. Pada kondisi dimana ruang sangat terbatas maka untuk membuat routing yang cukup fleksibel tidak mungkin dapat dicapai. Akibatnya gaya yang ditimbulkan akan sangat besar. Salah satu cara untuk mengurangi beban lebih pada penyangga maupun pada nozzle equipment yaitu dengan metode nozzle f1eksibilas. Dalam metoda inl nozzle tldak dianggap kaku tetapi memiliki fleksibllitas tetteniu sesual dengan dimensi darl equIpment. Berdasarkan perhitungan dengan menggunakan Caesar" dihasilkan Fx=-11926 kg, Fy=2510 kg, Fz=800 kg, Mx=-17712 kg-m, My=44514 kg-m dan Mz=7813 kg-m. Dari data tersebut maslh ada komponen moment yaitu My yang masih cukup besar. Untuk menurunkan beban nozzle maka pada nozzle dimasukkan faktor fleksibilltas sehlngga didapat has" Fx=1989 kg, Fy=-1938, Fz=1672, Mx=- 1798 kg-m, My=8106 kg-m dan Mz=3846 kg-m. Mel/hat hasil perhltungan dengan nozzle fleksibilitas ternyata gaya dan moment yang terjadi lebih kecil darl batasyang diijinkan sehingga kondisi ini dinyatakan aman untuk diinstal

TINJAUAN BAHAN MODERATOR UNTUK KOMPONEN REAKTOR NUKLIR

In order for a reactor design is considered acceptable absolute technical requirement is fulfilled because the most important part of a reactor design. Safety considerations emphasis on the handling of radioactive substances emitted during the operation of a reactor and radioactive waste handling. Moderator material is a layer that interacts directly with neutrons split the nuclear fuel that will lead to changes in physical properties, nuclear properties, mechanical properties and chemical properties. Reviews moderator of this time is of the types of moderator is often used to meet the requirements as nuclear material.   Agar disain suatu reactor dianggap acceptable persyaratan teknik mutlak oipenuhi karena merupakan bagian yang terpenting dalam suatu disain reactor. Pertimbangan keselamatan dititik beratkan pada penanganan zat radioaktif yang dipancarkan selama beroperasinya suatu reaktor dan penanganan limbah radioaktifnya.Bahan moderator merupakan lapisan kedua yang berinteraksi langsung dengan netron hasif belah bahan bakar nuklir yang akan menimbulkan perubahan sifat fisik, sitat nuklir, sifat mekanik dan sifat kimianya. Tinjauan moderator kali ini adalah dari jenis-jenis moderator yang sering digunakan yang memenuhi persyaratan sebagai material nuklir