cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
buletin-reaktor@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung No. 31 Kawasan PUSPIPTEK, Setu, Tangerang Selatan, Banten, Indonesia 15310
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir
ISSN : 02162695     EISSN : 26148943     DOI : 10.17146
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir "REAKTOR" ditebitkan oleh Pusat Serba Guna (PRSG) BATAN, frekuensi terbit enam bulanan. Jurnal ini mempublikasikan naskah-naskah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis pengelolaan perangkat nuklir dan sebagainya.
Articles 81 Documents
KAJIAN PENYEBAB KERUSAKAN MOTOR KATUP PADA SISTEM VENTILASI DI REAKTOR RSG-GAS Kiswanto, .; Sudirman, Adin
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2012.9.2.286

Abstract

ABSTRACT ASSESSMENT OF A VALVE MOTOR FAILURE AT THE GA SIWABESSY REACTOR VENTILATIONSYSTEM. It has already been done  an  assessment of valve motor failure at the ventilation system of RSG-GAS. Method of the assessment used are measurement and calculation of unbalanced motor voltage and motor current. Result of the measurement of  imfedance resistance  between two phasa wires are U1-V1 = ∞ Ω ; V1-W1 = 273,5  Ω and U1 - W1 = ∞ Ω.  Resistance of cable insulation are U-G = 1050 MΩ;  V-G = 950 MΩ;  W-G = 1000 MΩ and N-G = 1000 MΩ. Meanwhile, calculation of unbalanced voltage between two-phase of wires is 0,516% and motor current is 1,31 A. It can concluded that cause of motor valve failure was not unbalance of voltage and current of the valve motor but it was caused by an increase  of current at coil of motor valve  from normal condition of   0,35 A to 1,31 A. This situation causing resistance of coil insulation receive exceeding heat more than its limiting value. Keyword : Motor valve. ventilation system  KAJIAN PENYEBAB KERUSAKAN  MOTOR KATUP PADA SISTEM VENTILASI DI REAKTOR RSG-GAS. Telah dilakukan kajian penyebab kerusakan motor katup pada sistem ventilasi RSG-GAS.  Metoda kajian adalah dengan cara  megukur dan menghitung ketidak seimbangan tegangan motor dan arus motor. Diperoleh hasil  pengukuran tahanan impendansi pada kawat antar phasa U1-V1 = ∞Ω;  V1-W1 = 273,5 Ω dan U1 - W1 = ∞ Ω,  tahanan isolasi kabel antara phasa ke ground, diperoleh sebesar  U-G = 1050 MΩ;  V­-G = 950 MΩ, W-G = 1000 MΩ dan N-G = 1000 MΩ. Sedangkan hasil perhitungan ketidakseimbangan tegangan antar phasa motor adalah  0.516 % dan arus motor 1.31 A. Dapat disimpulkan bahwa penyebab kerusakan motor bukan  berasal dari ketidak seimbangan karena nilai persentase perhitungasn masih di bawah 1% dari nilai yang direkomendasikan oleh NEMA.  Penyebab kerusakan katup adalah  adanya  kenaikan arus pada kumparan motor katup dari kondisi normal 0,35 A menjadi 1.31 A, mengakibatkan tahanan isolasi kumparan tidak mampu menerima panas yang berlebih sehingga menyebabkan   motor katup rusak (terjadi hubungan singkat).   Kata kunci: Motor katup, Sistem ventilasi
EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI -, Djunaidi; Catur, Aep Saepudin; -, Syafrul
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2010.7.2.1538

Abstract

EVALUASI KINERJA ALAT PENUKAR PANAS RSG-GAS PASCA INSPEKSI. Alat penukar panas merupakan alat utama yang perlu dijaga kinerjanya, agar pengoperasian reaktor dapat dipertahankan keselamatannya. Salah satu tindakan yang diperlukan adalah melakukan inspeksi ke bagian dalam alat penukar panas untuk mengetahui tingkat pengotor yang mengendap dibagian dalam pipa. Koefisien perpindahan panas global (Ug) merupaka program tasiran unjuk kerja dari alat penukar panas tersebut. Tulisan ini merupakan hasil kegiatan terhadap unjuk kerja alat penukar panas pasca inspeksi tahun 2006. Dengan mengamati suhu keluar dan masuk sistem primer dan sekunder dapat dihitung & diketahui harga terendah Ug selama pengamatan yakni 68,227 k cal/men m2 oK. Harga ini terbukti masih diatas harga keselamatan sebesar 41,092 k cal/ men m2 oK. Dapat disimpulkan bahwa kinerja alat penukar panas BC 02 masih bagus dan melum perlu dilakukan inspeksi ulang.
PEMANFAATAN RADIONUKLIDA 99mTc UNTUK PENGEMBANGAN RADIOFARMAKA PENATAH INFEKSI/INFLAMASI DI PTRR, BATAN, SERPONG Astuti, Laksmi Andri
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1319

Abstract

Salah satu pendayagunaan Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy adalah sebagai penghasil radioisotop, diantaranya technicium-99m (99mTc) yang merupakan anak luruh dari radioisotop Mo-99m.  99mTc merupakan radionuklida ideal untuk pencitraan menggunakan kamera gamma.  Saat ini  Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka – BATAN telah mengembangkan radiofarmaka untuk penatah infeksi menggunakankan Tc-99m , baik antibodi bertanda 99mTc, peptida bertanda  99mTc  maupun antibiotik bertanda 99mTc. Radiofarmaka yang telah dikembangkan antara lain 99mTc-EBI, 99mTc-HYNIC-IgG, 99mTc-HYNIC-IgM, 99mTc-IgG, 99mTc-IgM, 99mTc-DTPA-INH. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk menjelaskan pengembangan radiofarmaka untuk infeksi/inflamasi berbasis 99mTc, metoda analisis kemurnian radiokimia dengan kromatografi lapis tipis dan kromatografi kertas, biodistribusi dilakukan dengan hewan percobaan mencit.  Hasil penelitian menunjukkan kemurnian radiokimia yang cukup tinggi, sehingga bisa disimpulkan hasil penelitian bisa digunakan untuk radiofarmaka penatah infeksi/inflamasi, tetapi masih perlu dilanjutkan dengan uji praklinis lanjutan dan uji klinis di rumah sakit.ABSTRACT UTILIZATION OF RADIONUCLIDES 99mTc FOR DEVELOPMENT OF DIAGNOSTIC RADIOPHARMASEUTICAL FOR INFECTION/INFLAMATION IN PTRR, BATAN, SERPONG. One of the utilization of RSG-GAS in PTRR-BATAN is utilization of radionuclide 99mTc for development of radiopharmaceutical for infection and inflammation imaging agent, which 99mTc is an ideal radionuclide for imaging using a gamma camera. PTRR-BATAN has developed a radiopharmaceutical for the diagnosis of infection / inflammation using 99mTc radionuclides, both 99mTc labeled antibodies, 99mTc labeled peptides or 99mTc labeled antibiotic. Radiopharmaceutical that have been developed in PTRR-BATAN such as  99mTc-HYNIC-IgG, 99mTc-HYNIC-IgM, 99mTc-IgG,- 99mTc IgM, 99mTc-DTPA-INH, analysis method for radiochemical purity by thin layer chromatography and paper chromatography, animal biodistribution experiments performed with mice, the results showed that radiochemical purity is high enough, it can be concluded that the  results can be used for radiopharmaceutical  for infection/inflammation imaging agent, but still need further preclinical  and clinical trials.
OPTIMASI PERAWATAN SISTEM ELEKTRIK UNTUK MEMPERTAHANKAN KELANGSUNGAN OPERASI RSG-GAS Saepuloh, Asep
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2012.9.2.309

Abstract

ABSTRACT ELECTRICAL SYSTEMS MAINTENANCE OPTIMATION FOR KEEPS GOING RSG-GAS OPERATIONS. Operation since the founding in 1987 to the present time can still be maintained in good condition, this can not be separated from systems that support. Destination of the paper to give some feedback to improve the continuity of care activities that RSG-GAS operation can be maintained. Scope of writing describes some methods of maintenance to maximize program maintenance activities. The results achieved are the efforts to find a solution of the internal and external obstacles that hinder the optimization of maintenance, such as; revitalizing the systems, components and equipment, the proposed recruitment of new human resources, compliance with the operating schedule, document storage of maintenance more tidy for easy search, timeliness and management control should run fine. Optimizing maintenance electrical system was able to maintain continuity of operations RSG-GAS until now. Keywords: Maintenance optimation,RSG-GAS operations OPTIMASI PERAWATAN SISTEM ELEKTRIK UNTUK MEMPERTAHANKAN KELANGSUNGAN OPERASI RSG-GAS. Operasi reaktor sejak diresmikannya tahun 1987 hingga saat ini masih dalam kondisi baik, ini tidak terlepas dari perawatan sistem-sistem pendukungnya. Tujuan penulisan makalah memberikan beberapa masukan untuk meningkatkan kegiatan perawatan agar kelangsungan operasi RSG-GAS dapat tetap dipertahankan. Lingkup penulisan menjelaskan beberapa metode perawatan dengan memaksimalkan program kegiatan perawatan. Hasil yang dicapai adalah dengan upaya mencari solusi dari kendala internal maupun eksternal yang menghambat optimasi perawatan, seperti ; melakukan revitalisasi pada sistem, komponen dan peralatan, usulan perekrutan sumber daya manusia baru, kesesuaian dengan jadual operasi, penyimpanan dokumen perawatan yang lebih rapih agar mudah telusur, ketepatan waktu serta kontrol manajemen berjalan lebih baik. Optimasi perawatan sistem elektrik terbukti mampu untuk mempertahankan kelangsungan operasi RSG-GAS hingga saat ini.   Kata kunci : Optimasi perawatan, operasi RSG-GAS
PEMANTAUAN KANDUNGAN H-3 DAN C-14 TERAS 70 PADA AIR PENDINGIN REAKTOR GA. SIWABESSY Subiharto, Subiharto
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2010.7.2.1543

Abstract

PEMANTAUAN KANDUNGAN H-3 DAN C-14 TERAS 70 PADA AIR PENDINGIN REAKTOR GA. SIWABESSY. Telah dilakukan pemantauan kandungan H-3 dan C-14 teras 70 pada air pendingin reaktor GA.Siwabessy. H-3 dan C-14 adalah unsur yang mempunyai potensi radiasi interna. Karena kedua unsur ini mempunyai waktu paruh yang panjang yaitu 12,26 untuk H-3 dan 5568 untuk C-14, maka jika sampai terhirup akibatnya akan sangat berbahaya bagi tubuh manusia. Dengan demikian perlu adanya pemantauan pada kedua nuklida tersebut. Pemantauan dilakukan dengan mencuplik air pendingin primer pada teras 70, kemudian dicacah dengan menggunakan pencacah kerlip cair Beckman 3801. Dari hasil pencacahan diketahui bahwa kandungan H-3 untuk KBE01AA66 = (8.46 ± 0,04) E-09 Ci/m3, KBE02AA22 = (1.01 ± 0,006) E-08 Ci/m3 dan kolam reaktor adalah (1.52 ± 0,004) E-08 Ci/m3. Kandungan C-14 untuk KBE01AA66 = (8.00 ± 0,04) E-09 Ci/m3, KBE02AA22 = (5,74 ± 0,04) E-08 Ci/m3 dan kolam reaktor adalah (1.3 ± 0,003) E-08 Ci/m3. Kandungan kedua nuklida tersebut masih berada dibawah batas yang diijinkan yaitu 2,96 E-6 Ci/m3 untuk H-3 dan 6 E-7 Ci/m3 untuk C-14.
EVALUASI PENYEBAB GANGGUAN MESIN DIESEL BRV10 DI RSG-GAS Saepuloh, Asep; Kiswanto, Kiswanto; Taufiq, Muhammad; Suraniyanto, Yuyut
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1356

Abstract

Diesel generator merupakan salah satu komponen penting pemasok daya listrik darurat ketika catu daya listrik utama mengalami gangguan. Tidak dapat beroperasinya mesin Diesel akan berdampak serius kepada pengoperasian reaktor. Tulisan ini bertujuan untuk mengevaluasi penyebab gangguan Diesel generator BRV10 Reaktor Serba Guna GA Siwabessy yang terjadi pada awal 2014. Peristiwa ini cukup menjadikan perhatian karena dipandang penyebabnya unusual. Evaluasi dilakukan dengan menginvestigasi sebab-sebab gangguan, melakukan langkah perbaikan, uji fungsi serta  mengantisipasi agar kejadian yang sama tidak berulang kembali dimasa yang akan datang. Dari hasil evaluasi diketahui bahwa penyebab gangguan Diesel adalah tercampurnya solar dengan air dan lumpur yang diperkiraan sudah tertimbun lama di dalam tangki bahan bakar mesin Diesel. Dipercaya penyebabnya adalah perawatan tangki bahan bakar kurang optimalABSTRACT EVALUATION OF the BRV 10 diesel engine disruption of the Multi Purpose Reactor GA siwabessy Reactor. Diesel generator is one of the important components of emergency electrical power supply when the main power supply is disrupted. Unable to operation of diesel engines will have a serious impact to the operation of the reactor This paper aims to evaluate the cause of disruption of the diesel generator BRV10 at the Multi Purpose Reactor GA Siwabessy occurred in 2014. This event makes enough attention because its cause is deemed unusual. Evaluation is done by investigating the causes of the disorder, do the repair, test functions and anticipate that similar events do not recur in the future. From the results of the evaluation of the causes of disorders known that diesel is a diesel mixing with water and mud that had buried long estimated in the diesel engine fuel tank. Is believed to cause the fuel tank care is less than optimal
ANALISIS KENAIKAN HARGA AKTIVITAS KPK 01 CR001 Subiharto, Subiharto; Rohidi, Rohidi; Suhadi, Suhadi; Anggono, Tri; Muslimu, Fahmi Alfa
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 10, No 1 (2013): April 2013
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2013.10.1.694

Abstract

adalah salah satu sistem yang berfungsi untuk mengukur aktivitas radiasi pada saat limbah cair dipindahkan dari tangki penyimpanan limbah cair aktivitas rendah KPK 01 ke sistem Pemantauan Buangan Terpadu. Dalam kondisi normal hasil analisis sampel tangki KPK 01 dan air yang terdapat pada vessel hampir sama. Berdasarkan data hasil pengamatan harga yang ditunjukkan indikator sistem ini adalah 3x10-4 Ci/m3 sehingga menyebabkan High alarm di Ruang Kendali Utama. Oleh karena itu perlu diyakinkan apakah harga indikator tersebut menunjukkan aktivitas limbah cair dalam tangki yang sebenarnya atau karena sebab yang lain. Untuk memastikan penyebab kenaikkan harga indikator dilakukan analisis dengan cara menguji respon detektor dan fungsin instrumentasi sistem KPK 01 CR 001, mengukur sampel air dalam tangki limbah cair KPK 01, sampel air dalam vessel, kemudian mencacahnya dengan menggunakan multy channel analyzer. Hasil analisis sampel air pada tangki KPK 01 adalah 1,9 x 10-8 Ci/l . Berdasarkan data tersebut diatas penyebab kenaikkan harga aktivitas KPK 01 CR 001 berasal dari limbah cair aktivitas sedang dari KPK 02 yang masuk ke vessel KPK 01 CR 001, akibat katup yang kurang rapat.Kata kunci : Analisis dan sistemis one of the systems used to measure radiation level during liquid waste transfer from liquid waste storage tanks low activity to the integrated waste monitoring system. In normal conditions the results of analysis of samples KPK tank 01, and water contained in the vessel are almost same. Based on an observations value shown by indicators is 3x10-4 High Ci/m3 and it causes high alarm at the Main Control Room. Therefore an investigation needs to be performed to decide whether the value come from liquid waste in the KPK 01 tank. This measure is done by checking detector respons and its instrumentation fuction of KPK 01 CR 001, measuring water sample in the waste tank KPK 01, a sampel of water in a vessel and chopping it using multy channel analyzer. The results of analisis of water samples in KPK 01 tank is 1,9 x10-8 Ci/l. Based on the data above it can be concluded that KPK 01 CR 001 activity increases is caused by liquid waste from waste looking for moderate activity categoried as medium activity of KPK 02 that entered KPK 01 CR 001 vessel, are slightly valve openKeywords: Analysis and KPK 01 CR 001 system
RANCANGAN ALAT BANTU PENANGANAN MUR KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Suwarto, .
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 9, No 2 (2012): Oktober 2012
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2012.9.2.294

Abstract

ABSTRACT DESIGN OF CAPSULE NUT HANDLING TOOLS OF PRTF IRRADIATION FACILITY. Power Ramp Test Facility (PRTF) is an experimental facility used fortesting of power reactor fuel. PRTF has a capsule functioning as a container of test fuel rod where the capsule is covered by a nut hasing dimension of 36 mm. Handling activity of nut is carried out instorage poolat a depth of 2.5m. Equipment forhandling the nut is not available yet. The nuthandlingtools design of a PRTF capsule irradiation facility aimed to provide engineering drawings of nut handling tools as a reference for tools fabrication process. This design was done by determining the mechanisms and tools dimensions following components strength calculation. Design results are technical drowings of nut key and capsule key. From dicussions it can be concluded that design of capsule nut handling tools can be used as a reference for fabricating process. Power Ramp Test Facility (PRTF) adalah sebuah fasilitas eksperimen yang digunakan untuk pengujian bahan bakar reaktor daya. PRTF memiliki sebuah kapsul yang berfungsi sebagai wadah batang bahan bakar uji dimana penutupnya berupa mur berukuran 36 mm. Kegiatan penanganan mur dilakukan di dalam kolam bahan bakar bekas pada kedalaman 2,5 m. Peralatan untuk penanganan mur tersebut belum tersedia.  Rancangan alat bantu penanganan mur kapsul fasilitas iradiasi PRTF bertujuan menyediakan gambar teknik alat bantu penanganan mur kapsul sebagai acuan bagi proses pabrikasi. Rancangan ini dilakukan dengan cara menentukan mekanisme dan dimensi alat berikut perhitungan kekuatan komponennya. Hasil rancangan berupa gambar teknik kunci mur dan kunci kapsul. Dari pembahasan dapat disimpulkan bahwa rancangan alat bantu penanganan mur kapsul dapat digunakan sebagai acuan pada proses fabrikasi.   Kata Kunci : Kunci mur kapsul
REVOLUSI SISTEM SEIFGARD Susilowati, Endang
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 7, No 2 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2010.7.2.1539

Abstract

REVOLUSI SISTEM SEIFGARD. Sistem seifgard telah mengalami perkembangan yang sangat pesat sejak dilaksanakan pertama kali pada 1957 sampai saai ini 2010. Tulisan ini menjelaskan dan mendiskusikan tahapan-tahapan pelaksanaan sistem seifgard pada tiga periode yang berbeda. Tahap awal/ pertama yang ketentuannya dituangkan di dalam INFCIRC/ 26 adalah tahapan yang masih sangat lemah. IAEA belum punya wewenang penuh untuk melakukan verifikasi. Dapat dikatakan bahwa negara yang diinspeksi justru mengendalikan pelaksanaan seifgard. Tahap kedua sistem seifgard telah mendapat legitimasi internasional bahkan perjanjian seifgard IAEA INFCIRC/ 153 menjadi alat NPT untuk mencapai sasaran. Kondisi damai tahap kedua ini dihentakkan oleh ketidakpatuhan dua negara yaitu Korea Utara dan Irak atas perjanjian seifgard yang telah disepakatinya. Peristiwa Korea Utara dan Irak menjadi weak-up call para ahli seifgard untuk mencari solusi. INFCIRC/ 540 merupakan perjanjian tambahan yang mengakomodasikan kelemahan yang ada pada INFCIRC/ 153. Integrasi INFCIRC/ 540 ke INFCIRC/ 153 yang hasilnya disebut integrated seifgard memampukan IAEA untuk memperoleh gambaran yang lebih komplit tentang rencana pengembangan, jumlah bahan nuklir yang dimiliki serta sifat dan program nuklir di suatu negara. Dapat disimpulkan bahwa sistem seifgard tidak hanya berevolusi tetapi berevolusi.
MEMBANGUN KESADARAN PENYELAMATAN ARSIP HASIL PENELITIAN DI LINGKUNGAN BATAN Suhana, Suhana; Sularto, Djoko
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 11, No 1 (2014): April 2014
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/bprn.2014.11.1.1322

Abstract

Banyaknya hasil penelitian di BATAN yang selama ini masih dipertanyakan keberadaan arsipnya dimungkinkan penelitian tersebut tidak dicatat secara tertib dan kemungkinan lainnya penelitian tersebut di catat tetapi hasil pencatatannya tidak diarsipkan secara baik. Menjadi ironis lembaga penelitian seperti BATAN, yang sudah ada sejak tahun 1958 dengan Lembaga Tenaga Atomnya yang sudah banyak menghasilkan produk-produk unggul terkait dengan teknologi nuklir yang bermanfaat bagi perkembangan ekonomi dan sosial, namun arsip dari hasil penelitian tersebut masih banyak yang tidak diketahui keberadaannya. Tujuan penulisan ini adalah menjelaskan dan menimbulkan kesadaran akan pentingnya melakukan penyelamatan arsip-arsip hasil penelitian di BATAN yaitu dengan melakukan sosialisasi kearsipan. Sosialisasi yang tepat dan efektif mampu menumbuhkan kesadaran mengubah keadaan arsip yang terserak menjadi arsip yang tertata dan mudah ditemukan kembali ketika diperlukan. Kesadaran akan pentingnya arsip belum sepenuhnya terbentuk di lingkungan karyawan BATAN, khususnya pelaku kegiatan penelitian (peneliti), pengelola arsip, pihak manajemen maupun pimpinan organisasi. Diperlukan sosialisasi kearsipan dengan berbagai macam cara ke seluruh pihak untuk menumbuhkan kesadarannya, agar arsip-arsip hasil penelitian dapat diselamatkan.ABSTRACK BUILDING AWARENESS ON KEEPING OF SCIENTIFIC PAPER AS ARCHIVE OF RESEARCH RESULTS  OF THE NATIONAL NUCLEAR ENERGY AGENCY INDONESIA. A number of outputs resulted from research on nuclear technology especially  in the form of scientific paper dispersed  at the  the National Nuclear Energy Agency Indonesia (BATAN) have not been managed well.  Be ironic as a research institution, BATAN, founded in year 1958 as the Atomic Energy Agency having advantages products associate to the nuclear technology which give positive impact to the socio – economic development to the communities but those were disorderly  scattered.  The purpose of this paper is to explain and raise awareness of the importance to keep research file in orderly manner. By socializing and promoting the importance of archive correctly and effectively through such a seminar and workshop it is deemed enabling a change of an archiving of scattered scientific paper  to the orderly archiving so as those  will be easily tracked and re-founded. From the observation done it is trusted that awareness on archiving of scientific paper is not fully formed to the workforce at the BATAN especially among researcher and management as well. Socialization on archiving in various ways to all parties is required be developed to foster awareness, so that archives of the research results can be maintained.