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 52 Documents
TINJAUAN KESELAMATAN OPERASI REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY SETELAH PENGGANTIAN MENARA PENDINGIN Hakim, Abdul Aziz Rohman; Sutrisno, Sutrisno
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (107.931 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5840

Abstract

Menara pendingin Reaktor RSG-GAS telah diganti dengan menara pendingin yang menggunakan teknologi baru. Penggantian menara pendingin didasarkan atas kebutuhan kemampuan pemindahan panas oleh menara pendingin ke lingkungan pada daya nominal 30 MW. Penggantian menara pendingin diharapkan dapat memenuhi aspek keselamatan berupa batasan dan kondisi operasi (BKO) reaktor berupa  temperatur pendingin primer masuk teras tidak boleh melebihi nilai batas   42 oC. Bila melebihi batasan tersebut maka sistem proteksi reaktor (SPR) akan mengambil tindakan keselamatan otomatis berupa SCRAM reaktor. Kinerja menara pendingin ditunjukkan dengan parameter range, approach, dan effectiveness.  Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai ketiga parameter tersebut secara berurutan adalah 7,02 oC, 4,93 oC, dan 59,15 %. Operasi reaktor pada daya nominal 30 MW menunjukkan bahwa parameter temperatur pendingin primer masuk teras adalah 36 oC jauh di bawah nilai batas 42 oC sehingga memenuhi aspek keselamatan operasi reaktor
ANALISA KEBUTUHAN MAKE UP WATER COOLING TOWER RSG-GAS PADA DAYA 30 MW SETELAH REVITALISASI Busono, Pranto; Pujiarta, Santosa
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (486.693 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5770

Abstract

Akibat kondisi dan usia dari cooling tower RSG-GAS maka telah dilakukan revitalisasi pada cooling tower tersebut. Cooling tower yang baru mempunyai tipe sama dengan tipe sebelumnya, yaitu tipe Mechanical induced draft, counter flow, Inline, Closed end. Akibat penggantian/revitalisasi cooling tower RSG-GAS maka perlu dilakukan kajian yang berkaitan dengan besarnya kehilangan air. Kehilangan air pada cooling tower terdiri atas: evaporation loss (We), Drift loss (Wd) dan blowdown (Wb). Besarnya kehilangan air berdasarkan desain 93,8074 m3/h, hasil perhitungan 53,1286 m3/h dan hasil pengamatan adalah sebesarnya 39,4548 m3/h. Kehilangan air pada cooling tower perlu dilakukan perhitungan karena berkaitan dengan kemampuan pompa PA-04 dalam mengkompensasi kehilangan air tersebut. Dengan kemampuan pompa PA-04 yang mempunyai kapasitas 100 m3/h, maka dapat dipastikan bahwa pompa PA-04 masih mampu untuk mengkompensasi kehilangan air di cooling tower.   Kata kunci : make up water, revitalisasi cooling tower, kehilangan air
PERHITUNGAN NILAI EFISIENSI PENCACAHAN HAMPIRAN UNTUK DETEKTOR HPGE PADA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE KUADRAT TERKECIL Kurniawan, Nazly; Setiawanto, Anto; Ramadania, Puspitasari
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (100.187 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5745

Abstract

Spektrometer gamma merupakan salah satu perangkat spektroskopi nuklir yang sering digunakan untuk pelaksanaan karakterisasi radiologis, yang terkait dengan aspek keselamatan radiologis pengoperasian reaktor riset. Oleh karena itu, dibutuhkan spektrometer gamma dengan performa yang baik, untuk menjamin penerapan aspek keselamatan tersebut. Salah satu indikator yang merepresentasikan performa dari suatu perangkat spektrometer gamma adalah performa analisis kuantitatif dari perangkat spektrometer gamma tersebut, yang sangat bergantung dengan efisiensi pencacahan dari detektor pada spektrometer gamma tersebut. Apabila sampel yang akan dianalisis sama dengan sumber standar yang dimiliki, maka efisiensi pencacahan dapat diperoleh dengan menggunakan metode komparatif. Namun, hampir tidak mungkin untuk menyediakan semua sumber standar yang sama dengan sampel yang akan dianalisis. Sehingga, untuk analisis kuantitatif suatu sampel yang berbeda dengan sumber standar yang tersedia, dibutuhkan nilai efisiensi pencacahan hampiran untuk rentang energi gamma tertentu. Pada tulisan ini, diberikan hasil penerapan metode kuadrat terkecil untuk perhitungan nilai hampiran dari efisiensi pencacahan detektor HPGe pada salah satu spektrometer gamma yang dikelola di Pusat Reaktor Serba Guna, untuk rentang energi dari 53,155 keV sampai dengan 1.332,502 keV. Dari percobaan yang telah dilakukan dengan menggunakan salah satu set sumber standar yang tersedia, diperoleh nilai relative error maksimum sebesar 4,01%. Perolehan nilai relative error tersebut sudah memenuhi kriteria keberterimaan yang ditetapkan untuk nilai relative error terhitung, yaitu kurang dari 10%. Dengan demikian, metode kuadrat terkecil dapat digunakan untuk menentukan nilai efisiensi pencacahan hampiran; dengan prosentase kesalahan hasil perhitungan yang rendah, apabila proses pencacahan telah dikondisikan sesuai dengan persyaratan standar.             Kata kunci : Spektrometer Gamma, Analisis Kuantitatif, dan Kurva Kalibrasi Efisiensi 
KAJIAN KINERJA ALARM UNIT EMERGENCY DI RUANG BALAI OPERASI REAKTOR subiharto, subiharto; Kurniawan, Nazly; Sukino, sukino
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1848.416 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5774

Abstract

Balai operasi reaktor RSG-GAS merupakan ruangan utama dimana terdapat kolam reaktor serta kolam penyimpanan bahan bakar bekas (sementara). Kegiatan pekerjaan dalam ruangan ini selalu ada, baik dalam keadaan reaktor sedang beroperasi maupun sedang tidak beroperasi, kegiatan tersebut antara lain: memasukkan sampel dan mengeluarkan berbagai macam target iradiasi pada kolam reaktor, kegiatan penanganan target (pemindahan, pembungkusan atau pengeluaran) pascairadiasi, kegiatan perawatan dan perbaikan komponen reaktor (fasilitas iradiasi, detektor neutron, refuelling bahan bakar), penanganan limbah radioaktif dan lain-lain. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan pekerja radiasi terrhindari menerima paparan berlebih, maka  Balai Operasi dilengkapi dengan 4 sistem proteksi radiasi berupa peralatan pemantau laju dosis gamma (UJA07 CR001/002/003/004)  dan satu unit Alarm Emergency (AUE)  yang terpasang di dekat pintu masuk Balai Operasi. Sejak reaktor mulai beroperasi pada tahun 1987  sistem AUE tersebut tidak pernah dilakukan uji fungsi, sedangkan sistem pemantau radiasi yang lain secara periodik enam bulan dan satu tahun selalu dilakukan pengujian. Hal ini dikarenakan sistem AUE tersebut tidak masuk dalam program perawatan dan perbaikan yang tertuang dalam Maintanance and Repair Manual (MRM). Hal tersebut kemudian menjadi temuan BAPETEN karena tidak dapat menunjukkan bukti bahwa  AUE tersebut masih berfungsi. Permasalahan tersebut  kemudian menjadi latar belakang perlunya dilakukan kajian uji fungsi terhadap  AUE. Kajian dilakukan dengan menelusuri dokumen Spesification dan dokumen Turn Over Package (TOP). Dari hasil kajian dan penelusuran dokumen diperoleh data bahwa Sistem AUE dapat berfungsi apabila 2 dari 4 sistem pemantau laju dosis gamma yang berada di Balai Operasi menunjukkan nilai ? 1.104 mR/jam. Selanjutnya dilakukan pengujian dengan simulasi menggunakan sumber standard dengan hasil bahwa sistem AUE dapat beroperasi dan berfungsi dengan baik. Sebagai tindak lanjut akan dilakukan pengujian secara berkala setiap enam dan tahunan sesuai dengan schedule MRM yang ada di RSG-GAS Kata kunci : Kajian , alarm unit  emergency, Reaktor, Balai Operasi, perawatan
EVALUASI REVITALISASI SISTEM ALARM KEBAKARAN PUSAT REAKTOR SERBA GUNA (PRSG) Gusman, Ranji; Suherkiman, Heri; Sujarwono, Sujarwono; Sukino, Sukino
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2020): APRIL 2020
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (227.552 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2020.17.1.5778

Abstract

Sistem alarm kebakaran merupakan salah satu bagian dari sistem instrumentasi dan kendali di PRSG. Setelah digunakan lebih dari 30 tahun, sistem ini banyak mengalami gangguan berupa seringnya muncul alarm palsu (false alarm). Disamping itu beberapa sensor telah mengalami kerusakan sehingga tidak dapat mendeteksi apabila terjadi kejadian kebakaran di PRSG. Sistem alarm kebakaran yang lama masih menggunakan sensor yang terdapat zat radioaktif berupa Amerisium (Am-241) untuk mendeteksi asap yang secara aturan internasional telah dilarang penggunaannya. Seiring dengan perkembangan teknologi, sistem baru yang dipasang dapat dilakukan pemrograman sehingga dapat memudahkan teknisi dalam melakukan perawatan dan membantu operator dalam mendeteksi kebakaran karena dilengkapi dengan tampilan Human Machine Interface (HMI). Karena alasan tersebut, maka sistem alarm kebakaran ini perlu dilakukan revitalisasi agar sistem dapat bekerja secara baik dalam mendeteksi kebakaran. Sistem ini terdiri dari 4 jenis sensor yaitu sensor aktif berupa sensor asap dan suhu, sensor asap berupa kamera, sensor pasif berupa kotak alarm manual (manual call point), dan sensor jalur alarm (alarm line). Keempat jenis sensor ini dipasang mengelilingi jalur alarm kebakaran seluruh gedung di PRSG dan mengirim sinyal ke panel kendali alarm kebakaran kemudian alarm tersebut ditampilkan pada panel tegak di Ruang Kendali Utama (RKU). Metode revitalisasi dilakukan dengan mempelajari sistem yang lama, melakukan pengumpulan data Input/Output (I/O), instalasi sistem dengan mengganti seluruh komponen dari sistem yang lama, pembuatan program, dan pembuatan tampilan HMI. Hasil pengujian menunjukkan sistem alarm kebakaran dapat bekerja dengan baik dalam mendeteksi kebakaran di PRSG dan dengan cepat dapat memudahkan operator dan petugas pengamanan dalam menemukan titik dimana kebakaran terjadi.Kata kunci: revitalisasi, sistem alarm kebakaran, PRSG
MODIFIKASI SISTEM PENGOPERASIAN KATUP SELENOID BEAM TUBE S-2 REAKTOR RSG-GAS Purwadi, Purwadi; Pardi, Pardi
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2017): Oktober 2017
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (628.597 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.2.4077

Abstract

MODIFIKASI SISTEM PENGOPERASIAN KATUP SELENOID BEAM TUBE S-2 REAKTOR RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS adalah reaktor riset yang memiliki fasilitas iradiasi untuk pengujian produk industri dengan teknik radiografi neutron yang terpasang pada beam tube S-2. Pengujian bertujuan untuk mengamati struktur internal dari obyek dengan cara tidak merusak (non destructive) menggunakan metode film. Untuk memanfaatkan berkas neutron pada beam tube S-2 maka air yang berada dalam dalam beam tube tersebut harus dikosongkan dengan membuka katup selenoid draining KWA01 AA011 sebelum reaktor dioperasikan. Terjadi kerusakan katup selenoid draining KWA01 AA011 tidak bisa dibuka maka air dalam beam tube S-2 tidak bisa dikosongkan sehingga beam tube S-2 tidak bisa dimanfaatkan karena tidak ada berkas neutron yang memancar. Untuk mengganti katup selenoid draining KWA01 AA011 memerlukan biaya sangat mahal dan pekerjaan sangat sulit karena harus membongkar seluruh shielding dan peralatan beam tube S-2. Telah dilakukan modifikasi sistem pengoperasian katup selenoid beam tube S-2 menggunakan jalur pengosongan yang terdapat pada beam tube S-5 dengan membuka katup selenoid inlet KWA01 AA027 dan draining KWA01 AA029 sehingga air dalam beam tube S-2 mengalir melalui beam tube S-5. Dengan perubahan sistem pengoperasian ini neutron memancar dengan baik dalam Beam tube S-2 sebesar 106 s/d 107 cps dan siap untuk eksperimen. Perubahan sistem pengoperasian katup selenoid bisa dipergunakan sementara sebelum katup selenoid draining KWA01 AA011 yang rusak diganti.
EVALUASI KETIDAKSEJAJARAN MOTOR DAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR RSG-GAS (PA-01/02/03 AP001) Pujiarta, A.Md, Santosa; Nur Said, A.Md., Aji; Taufiq, Muhammad; Busono, Ir. Pranto; Royadi, Royadi
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 2 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (343.324 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.2.3892

Abstract

ABSTRAKEVALUASIKETIDAKSEJAJARAN MOTOR DAN POMPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.ASIWABESSY (PA-01/02/03 AP001). Sistem pendingin sekunder merupakan peralatan yang sangat penting bagi pengoperasian reaktor. Sistem ini berfungsi untuk melepaskan panas peluruhan dari teras reaktor ke lingkungan setelah melewati sistem pendingin primer. Sistem pendingin sekunder terdiri dari 3 buah pompa sirkulasi dengan 7 buah modul menara pendingin sebagai tempat pelepasan panas yang terbagi dalam 2 jalur operasi. Pemeriksaan ketidaksejajaran pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001 dilakukan sebagai kegiatan perawatan komponen mekanik untuk menjamin keandalan motor pompa pendingin sekunder. Tujuan penulisan ini adalah untuk mengevaluasi hasil kegiatan perawatan pompa pendingin sekunder, sehingga dapat diambil tindakan yang terbaik untuk menjaga keandalan operasi pompa. Evaluasi dilakukan dengan pengambilan data hasil pengukuran ketidaksejajaran motor penggerak terhadap pompa yang berkedudukan tetap. Pemeriksaan ketidaksejajaran telah dilakukan pada motor pompa pendingin sekunder PA-01/02/03 AP001pada tanggal 24-26 Agustus 2016.Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa nilai ketidaksejajaran motor pompa pendingin sekunder pada posisi vertikal maupun horisontal masih dalam batas yang baik yaitu <0,50 mm. Disimpulkan kerusakan pada bearing, kumparan motor dan kopling pompa dapat diminimalisir, serta pompa pendingin sekunder dapat dioperasikan dengan aman.Kata kunci: Evaluasi, ketidaksejajaran, pompa ABSTRACTEVALUATION OF MISALIGNMENT BETWEEN MOTOR AND PUMP OF THE G.A SIWABESSY REACTOR SECONDARY COOLING SYSTEM (PA-01/02/03 AP001). Secondary cooling system is essential equipment for the operation of the reactor. This system serves to remove decay heat from the reactor core to the OF environment after passing through the primary cooling system. Secondary cooling system consists of three pieces of the circulation pump with 7 modules cooling tower as a heat release operation is divided into two lines. Misalignment examination of the secondary coolant pump PA-01/02/03 AP001 has been done as mechanical component maintenance activities to ensure reliable secondary cooling motor pump. The purpose of this paper is to evaluate the result of maintenance activity of the secondary cooling pump, in order to take the best action to maintain reliable operation of the pump. Evaluation is done by taking the measured of misalignment data of the motor to the pump that is in a fixed position. Misalignments examination has been performed at the secondary coolant motor pump of PA-01/02/03 AP001on 24-26 August 2016.From the calculation result it is recognized that  misalignments value of the secondary cooling pump motor in vertical and horizontal positions are still in a good condition that is < 0.50 mm. Then it can be concluded that  the possibility of damage to the bearing, spindle motors and pump coupling can be minimized and further the  secondary coolant pumps can be operated safely. Key word: Evaluation, misalignment, pump
KAJIAN REVISI PERATURAN KEPALA BATAN NO. 020/KA/I/2012 TENTANG PEDOMAN PENILAIAN RISIKO KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA Prasuad, Prasuad
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 16, No 2 (2019): Oktober 2019
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1023.727 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2019.16.2.5571

Abstract

KAJIAN REVISI PERATURAN KEPALA BATAN NOMOR 020/KA/I/2012 TENTANG PEDOMAN PENILAIAN RISIKO KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA. Badan Tenaga Nuklir Nasional  sebagaibadan pengoperasi fasilitas radiasi nuklir maupun non nuklir   sangat memprioritaskan keselamatan dalam setiap kegiatannya.  Menyadari  perkembangan kegiatan  pengoperasian fasilitas  yang  makin  berkembang  serta  waktu pemberlakuan  Perka Batan No. 020/KA/I/2012 yang sudah memasuki tahap revisi, maka Perka ini perlu dilakukan revisi. Kajian pada revisi ini difokuskan pada adanya perubahan pada skala konsekuensi dan nilai pada skala risiko. Adanya perubahan dari 5 (lima)  skala konsekuensi menjadi 3 (tiga) skala konsekuesi hal ini akan mengakibatkanperubahan pada penilaian pemeringkatan risiko pada suatu aktivitas. Dengan  3 (tiga) konsekuensi maka ini  maka perhitungan risiko harus dibuat dengan lebih seksama karena akan sangat berpengaruh besar terhadap nilai perhitungan skala risiko,   tindakan yang akan diterima,   pengendaliannya maupun dampak tidak langsung terhadap penguatan SMK3 dan Budaya Keselamatan.
PERAN ORGANISASI DALAM MENUMBUH KEMBANGKAN BUDAYA KESELAMATAN Prasuad, W.; Hartoyo, Unggul; Subiharto, Subiharto
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 13, No 1 (2016): April 2016
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (524.96 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2016.13.1.3883

Abstract

PERAN ORGANISASI DALAM menumbuh kembangkan BUDAYA KESELAMATAN. Telah dilakukan telaah terhadap faktor yang sangat berpengaruh  terhadap keberhasilan organisasi dalam penerapan budaya keselamatan dalam meningkatkan kinerja keselamatan. Studi ini dilakukan   dengan fokus pada faktor organisasi yang dapat mempengaruhi kegagalan organisasi dalam mengelola budaya keselamatan untuk meningkatkan kinerja keselamatan menggunakan TECDOC 1329 dan Perka BATAN No.200KA/X/2012.    Dari  faktor 7 (tujuh) faktor  dominan  terhadap peran organisasi   dalam menumbuh kembangkan budaya keselamatan diperoleh bahwa safety leadership berperan sangat kuat dalam organisasi. Untuk dapat menerapkan model ini diusulkan suatu alur peran organisasi dalam meningkatkan budaya keselamatan. Untuk lebih mudah diterapkan, maka seluruh  faktor dominan dipadankan dengan  implementasikan secara kongkret sesuai atribut dan implementasi yang dapat dilakukan, sehingga secara tangible dapat dipraktekkan sebagai acuan dalam menyusun program budaya keselamatan organisasi.  Kata Kunci : Organisasi dalam budaya keselamatan, Kinerja keselamatan ABSTRACT                  THE ROLE OF THE ORGANIZATION TO DEVELOP SAFETY CULTURE. Has conducted research on the factors that influence the success of the organization in the implementation of safety culture in improving safety performance. This study was conducted with a focus on organizational factors that can affect the organization's failure to manage safety culture to improve safety performance using TECDOC 1329 and Perka BATAN No.200KA / X / 2012. Seven  of the dominant factor of the organization's role in salvation is to cultivate a culture that is very strong safety leadership role in the organization. To be able to apply this model of organization proposed a groove role in improving safety culture. To more easily applied, all paired with a dominant factor concretely implement the appropriate attributes and implementations that can be done, so that tangible can be practiced as a reference in preparing the organization's safety culture program. Keywords:   Strategies to fostering Safety Culture, Safety management system  
ANALISIS KANDUNGAN SODIUM DAN KLORIDA PADA PENDINGIN PRIMER RSG GAS UNTUK MENGETAHUI KEMURNIANNYA Sriyono, Sriyono
REAKTOR - Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 2 (2018): Oktober 2018
Publisher : Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (558.81 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.2.5233

Abstract

ANALISIS KANDUNGAN SODIUM DAN KLORIDA PADA PENDINGIN PRIMER RSG GAS UNTUK MENGETAHUI KEMURNIANNYA. Telah dilakukan pengukuran dan analisis kandungan Na dan Cl pada pendingin primer RSG GAS. Unsur Na dan Cl dalam LAK Rev 10.1 dibatasi dibawah 0,0115 ppm dan 0,0490 ppm. Unsur Na dan Cl diduga dapat memicu korosi pitting pada tangki RSG GAS. Tangki RSG GAS terbuat dari paduan aluminium (AlMg3). Pada pH 5,0-7,2 akan terbentuk lapisan pasivasi di permukaan aluminium sehingga terlindungi dari proses korosi. Jika lapisan rusak dan lingkungan mengandung klorida maka memicu korosi pitting. Oleh karena itu penyebab korosi pitting harus diamati dan diantisipasi. Tujuan penelitian ini adalah melakukan pengukuran dan analisis konsentrasi kandungan Na dan Cl pada pendingin primer untuk mengetahui kemurniannya sehingga korosi pitting tidak terjadi. Metodologi yang digunakan adalah pengukuran sampel air primer dengan AAS pada 3 lokasi sampling baik sebelum maupun sesudah sistem purifikasi pendingin primer. Lokasi tersebut adalah aliran pendingin primer sebelum dan sesuadah KBE01, KBE02 dan FAK01. Berdasarkan hasil pengukuran dengan AAS diketahui bahwa unsur Na dan Cl pada pendingin primer masih dalam batas yang diijinkan. Hasil pengukuran pH dan konduktivitas air primer juga ditampilkan di makalah ini untuk mengetahui sejarah kemurnian air. Data pengukuran AAS, monitoring pH dan konduktivitas menunjukkan tidak terdeteksi adanya pemicu ataupun korosi pitting pada tangki RSG GAS. Kata kunci: sodium, klorida, korosi pitting, aluminium, RSG GAS