Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0.778
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Ganendra: Majalah IPTEK Nuklir Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Jurnal Teknologi Kimia Mineral Jurnal Sains Materi Indonesia
Oktavianto, Putra
Unknown Affiliation
Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Chemistry Computer Science & IT Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Materials Science & Nanotechnology Other

Published : 4 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 4 Documents
Search

 1 
SAFETY INTEGRITY LEVEL ASSESSMENT AT URANIUM EVAPORATOR AND DEPOSITION VESSEL IN NON NUCLEAR REACTOR INSTALLATIONS Oktavianto, Putra; Kundari, Anis Noor; Saputra, Ade; Abdurrosyid, Imam; Sholikhah, Munisatun; Saputra, Andri
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6986

Abstract

The operation of non-reactor nuclear installations that use nuclear material in the process must be ensured safely during the process. One of the assessments of the safety level of the protection system that has been owned by the installation is using the Safety Integrity Level (SIL) which assesses the safety level of the protection system based on the value of the risk reduction factor that the protection system can achieve. The uranium evaporator and deposition vessel at the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) is one of the installations that uses nuclear material in the process so it is necessary to assess the SIL of these 2 vessels. The piping and instrumentation diagram (P&ID) is used to determine the SIL value and Safety Instrumented System (SIS) component are installed in evaporator and deposition vessel. Maintenance data and OREDA (Offshore Reliability Data) are used to determine the failure rate. After knowing and determining the installed SIS components, then determining the architecture vote of the Safety Instrumented Function (SIF) based on the P&ID diagram, so that it can be known that the installed SIS uses vote 1oo1, 1oo2, 1oo3, or the appropriate vote. The installed SIF architecture vote will determine the equation used to calculate the Probability Failure on Demand (PFD). The total PFD obtained is adjusted to the SIL table to find out what SIL level the installed protection system is at. The value of the safety level of the protection system with SIL assessment in the evaporator vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 2 all and in the deposition vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 1 and level 2. The SIL value in the evaporator and deposition vessel analyzed has not reached level 3 or 4, so it is necessary to add SIF to the SIS protection system to increase the SIL value until the SIL value is obtained between level 3 or 4 because safety in the operation of non-reactor nuclear installations is absolute.Keywords: Non-Reactor Nuclear Installations, PFD, SIF, SIL, SIS
ANALISIS KESELAMATAN UNTUK MENCEGAH KECELAKAAN PADA PROSES EVAPORASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL DENGAN METODE HAZOPS Oktavianto, Putra; Kundari, Noor Anis; Saputra, Ade; Abdurrosyid, Imam; Saputra, Andri
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 26 Nomor 1, 2023
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.55981/gnd.2023.6844

Abstract

Instalasi elemen bakar eksperimental (IEBE) DPFK – BRIN telah menerapkan standar keselamatan sebagai acuan keselamatannya yang dalam penerapannya menggunakan Hazard Identification Risk Assesment Determining Control (HIRADC). Metode HIRADC mempunyai beberapa kekurangan sehingga dalam penerapannya masih belum maksimal. Sebagai pelengkap dari metode HIRADC, maka dalam penelitian ini akan dilakukan analisis risiko menggunakan metode lain yaitu Hazard and Operability Study (HAZOPS). Pada proses evaporasi larutan uranil nitrat yang akan diidentifikasi potensi bahayanya adalah tangki evaporator E-601. Metode HAZOPS dilakukan berdasarkan diagram proses dan instrumentasi (P&ID) yang ada untuk menentukan potensi bahaya yang mungkin terjadi selama proses evaporasi dilakukan. Metode HAZOPS dilakukan dengan menentukan titik kajian (node) dan parameter, menganalisis penyimpangan atau potensi bahaya dari setiap node, melakukan analisis kemungkinan penyebab penyimpangan dan konsekuensinya, menentukan skala likelihood serta menentukan tingkat risiko dan membuat rekomendasi. Dari penilaian yang telah dilakukan, didapatkan 6 node dan kemudian menghasilkan 11 penyimpangan yang disebabkan oleh 13 kerusakan atau kegagalan peralatan. Penilaian risiko terhadap 13 kerusakan menghasilkan 1 potensi risiko bahaya rendah dan 12 potensi risiko bahaya sedang. Kategori risiko bahaya rendah dapat diatasi dengan penanganan rutin seperti melakukan pemeliharaan preventif dan kalibrasi alat secara berkala. Untuk kategori risiko bahaya sedang, selain memerlukan rekomendasi seperti bahaya rendah, juga diperlukan rekomendasi lain dalam mengatasi penyimpangan yang mungkin terjadi sesuai dengan jenis penyimpangannya. Dari hasil analisis keselamatan yang telah dilakukan, dapat disimpulkan juga bahwa HAZOPS dapat melengkapi HIRADC untuk memastikan keselamatan terjaga saat dilakukan proses.
PENGOLAHAN URANIUM DALAM BENTUK YELLOW CAKE COGEMA MENJADI SERBUK UO2 SEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR NUKLIR DI FASILITAS NUKLIR SERPONG Oktavianto, Putra; Saputra, Ade; Saputra, Andri
JURNAL TEKNOLOGI KIMIA MINERAL Vol 3 No 1 (2024): JURNAL TEKNOLOGI KIMIA MINERAL
Publisher : Unit Penelitian dan Pengabdian Kepada Masyarakat Politeknik ATI Makassaar

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.61844/jtkm.v3i1.768

Abstract

Indonesia mempunyai cadangan Uranium yang cukup besar saat ini. Kelompok riset Teknologi Galian Nuklir dari Pusat Riset Teknologi Bahan Nuklir dan Limbah Radioaktif (PRTBNLR) – ORTN BRIN telah melakukan pemetaan cadangan Uranium di Indonesia sekitar 81.090 ton dalam bentuk yellow cake yang akan mampu memenuhi kebutuhan 7 unit Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) dengan kapasitas masing-masing 1.000 MWe untuk beroperasi 40 tahun. Untuk memenuhi kebutuhan bahan bakar PLTN dalam Negeri, Indonesia harus mampu untuk mengolah yellow cake tersebut menjadi bahan bakar yang dapat digunakan untuk PLTN sehingga kita tidak perlu untuk melakukan impor bahan bakar untuk PLTN. Pengolahan yellow cake menjadi bahan bakar nuklir salah satunya dilakukan pada fasilitas pemurnian dan konversi milik DPFK-BRIN yang dinamakan Pilot Conversion Plant (PCP). PCP mempunyai kapasitas produksi 100 Kg/hari serbuk UO2 nuclear grade. Serbuk UO2 yang dihasilkan PCP kemudian difabrikasi sampai menjadi elemen bahan bakar nuklir (EBN) di Fuel Fabrication Laboratory (FFL). PCP saat ini telah berhasil menghasilkan sekitar ± 15,5 Kg serbuk UO2 yang sudah nuclear grade dari pemprosesan yellow cake yang berasal dari cogema. Saat ini PCP masih digunakan sebagai instalasi penelitian terkait optimalisasi parameter untuk setiap tahapan prosesnya sehingga dapat diperoleh parameter proses yang efektif dan efisien dengan mengutamakan kualitas produk serbuk UO2. Hal ini tentunya akan sangat penting dalam penyiapan kemandirian bangsa terhadap pengadaan energi dengan mengandalkan bahan bakar dari PLTN bisa diproduksi oleh Indonesia sendiri.
Simulation Of Mechanical Stress On A Solution-Annealed 15-15Ti Steel Using ABAQUS CAE Program Oktavianto, Putra; Purwaningsih, Anik; Setiawan, Muksin Aji; Handayani, Airin Hijrah; Mustari, Asril Pramutadi Andi; Waris, Abdul
Jurnal Sains Materi Indonesia Vol. 26 No. 1 (2024): Jurnal Sains dan Materi Indonesia
Publisher : BRIN Publishing (Penerbit BRIN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.55981/jsmi.2024.3800

Abstract

In addressing the problem of Ti steel (15-15Ti) proposed as the main candidate material for the manufacture of coatings and fuel wrappers for liquid LBE-cooled fast reactors at high temperatures related to material degradation, such as liquid metal embrittlement (LME) and liquid metal corrosion (LMC), Gong et al. conducted research related to the creep failure behavior of solution-annealed 15-15Ti steel exposed to LBE at temperatures of 550 and 600oC using a creep test facility. However, in this study, testing the mechanical properties of 15-15Ti steel through tensile testing was not really discussed, even though the mechanical properties of a material are one of the most important things in determining structural design. The mechanical properties obtained from previous research were then simulated using ABAQUS CAE software to determine the stress distribution profile (initial and final) and the mechanical stress-strain performance used to understand more about the 15–15Ti material. From the simulation results, it was found that the peak force received by the specimen for a strain rate of 1.1 x 10-5s-1 was 6.0 kN, while for a strain rate of 5 x 10-5s-1, it was 6.2 kN. This means that the specimen used cannot accept a force greater than the peak force value. A stress-strain difference graph was also obtained in the experimental results, with simulation results showing a decrease in the value of the fracture point. This is because the mesh setting in the simulation is not close to a more detailed value.
Co-Authors Abdul Waris Abdurrosyid, Imam Ade saputra Handayani, Airin Hijrah Kundari, Anis Noor Mustari, Asril Pramutadi Andi Noor Anis Kundari Purwaningsih, Anik RR. Ella Evrita Hestiandari Setiawan, Muksin Aji Sholikhah, Munisatun