Javascript must be enabled to continue!
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
View through CrossRef
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART. Indonesia merupakan negara kepulauan yang terdiri dari banyak pulau besar dan kecil. Kebutuhan energi terutama pada pulau-pulau kecil sampai saat ini belum dapat terpenuhi. Untuk memenuhi kebutuhan energi tersebut, penggunaan energi nuklir dapat menjadi salah satu solusi. Reaktor SMART merupakan salah satu reaktor nuklir berdaya kecil sekitar 90 MWe, dan 10% energinya dapat digunakan untuk produksi air bersih dengan proses desalinasi. Reaktor SMART memiliki dua macam fitur keselamatan yaitu sistem keselamatan melekat (inherent) dan system teknis pasif (passive system). Makalah ini membahas kajian sistem keselamatan teknis reaktor SMART. Tujuan studi adalah memperoleh pemahaman aspek keselamatan teknis reaktor SMART, sebagai masukan pengambil keputusan untuk penimbangan pemilihan teknologi reaktor. Studi dilakukan melalui kajian pustaka. Sistem keselamatan teknis pasif yang diimplementasikan pada SMART adalah sistem shutdown (pemadaman), sistem pengambilan panas sisa pasif, sistem pendinginan teras darurat pasif, sistem proteksi sungkup terhadap tekanan lebih. Disamping itu, sistem proteksi reaktor terhadap tekanan lebih dan beberapa sistem yang memitigasi kecelakaan, juga di tambahkan. Fungsi sistem keselamatan teknis adalah menjaga kestabilan pendinginan reaktor agar tidak terjadi pemanasan berlebih pada sistem pembangkit serta mencegah terlepasnya produk radioaktif ke lingkungan dan melakukan pemadaman reaktor setiap saat diperlukan. Hasil studi menunjukkan bahwa pengamanan sistem keselamatan teknis pasif mampu mengurangi penggunaan pompa, katup dan perpipaan sehingga meningkatkan kemudahan konstruksi, operasi dan perawatan sistem, serta mengurangi tindakan operator. Apabila dibandingkan, reaktor SMART hanya memerlukan sekitar 180 katup, jauh lebih sedikit dibandingkan dengan reaktor PWR konvensional 1000 MW, yang memerlukan 1100 katup.Kata Kunci: keselamatan teknis, reaktor, SMART, PWR, sistem pasif
National Atomic Energy Agency of Indonesia (BATAN)
Title: STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART
Description:
STUDI SISTEM KESELAMATAN TEKNIS REAKTOR SMART.
Indonesia merupakan negara kepulauan yang terdiri dari banyak pulau besar dan kecil.
Kebutuhan energi terutama pada pulau-pulau kecil sampai saat ini belum dapat terpenuhi.
Untuk memenuhi kebutuhan energi tersebut, penggunaan energi nuklir dapat menjadi salah satu solusi.
Reaktor SMART merupakan salah satu reaktor nuklir berdaya kecil sekitar 90 MWe, dan 10% energinya dapat digunakan untuk produksi air bersih dengan proses desalinasi.
Reaktor SMART memiliki dua macam fitur keselamatan yaitu sistem keselamatan melekat (inherent) dan system teknis pasif (passive system).
Makalah ini membahas kajian sistem keselamatan teknis reaktor SMART.
Tujuan studi adalah memperoleh pemahaman aspek keselamatan teknis reaktor SMART, sebagai masukan pengambil keputusan untuk penimbangan pemilihan teknologi reaktor.
Studi dilakukan melalui kajian pustaka.
Sistem keselamatan teknis pasif yang diimplementasikan pada SMART adalah sistem shutdown (pemadaman), sistem pengambilan panas sisa pasif, sistem pendinginan teras darurat pasif, sistem proteksi sungkup terhadap tekanan lebih.
Disamping itu, sistem proteksi reaktor terhadap tekanan lebih dan beberapa sistem yang memitigasi kecelakaan, juga di tambahkan.
Fungsi sistem keselamatan teknis adalah menjaga kestabilan pendinginan reaktor agar tidak terjadi pemanasan berlebih pada sistem pembangkit serta mencegah terlepasnya produk radioaktif ke lingkungan dan melakukan pemadaman reaktor setiap saat diperlukan.
Hasil studi menunjukkan bahwa pengamanan sistem keselamatan teknis pasif mampu mengurangi penggunaan pompa, katup dan perpipaan sehingga meningkatkan kemudahan konstruksi, operasi dan perawatan sistem, serta mengurangi tindakan operator.
Apabila dibandingkan, reaktor SMART hanya memerlukan sekitar 180 katup, jauh lebih sedikit dibandingkan dengan reaktor PWR konvensional 1000 MW, yang memerlukan 1100 katup.
Kata Kunci: keselamatan teknis, reaktor, SMART, PWR, sistem pasif.
Related Results
Keselamatan Reaktor Nuklir: Reaktor Serba Guna G.A Siwabesy (RSG-GAS)
Keselamatan Reaktor Nuklir: Reaktor Serba Guna G.A Siwabesy (RSG-GAS)
Keselamatan merupakan faktor utama dan pertama dalam pengoperasian suatu fasilitas atau instalasi, apalagi dalam pengoperasian reaktor nuklir yangmengandung potensi bahaya radioakt...
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
ABSTRAK INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5. Reaktor modular daya-kecil (small modular reactor, S...
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI
PEMODELAN MEKANISME UMPAN BALIK REAKTIVITAS PADA SIMULATOR REAKTOR KARTINI. Pengendalian reaktor dilakukan dengan beberapa tahapan seperti mengubah jumlah atau posisi bahan bakar, ...
Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin
Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin
Evaluasi Kemampuan Sistem Pendingin Reaktor Setelah Revitalisasi Menara Pendingin. Sistem pendingin RSG-GAS terdiri dari sistem pendingin primer dan sekunder. Sistem pendingin prim...
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISIS PENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM
ANALISISPENGATURAN POSISI CONTROL RODS PADA KONSEP REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL INDONESIA PASCA REACTOR SCRAM POST REACTOR SCRAM CONTROL RODS POSITION ADJUSTMENT ANALYSIS FOR THE IN...
Prospek Desain Reaktor Berbahan Bakar Cair Molten Salt Reactor
Prospek Desain Reaktor Berbahan Bakar Cair Molten Salt Reactor
Konsep desain reaktor Generasi IV adalah hasil dari upaya riset teknologi reaktor dan energi nuklir yang melibatkan 10 negara maju dalam Forum Internasional Generasi IV (GIF). Ada ...
PENGUATAN BUDAYA KESELAMATAN DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL
PENGUATAN BUDAYA KESELAMATAN DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL
PENGUATAN BUDAYA KESELAMATAN DI INSTALASI ELEMEN BAHAN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE) dititik-beratkan pada upaya membangun kesadaran personil akan pentingnya keselamatan kerja dan kes...
Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental
Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental
PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membang...

