KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL

(1)

1

KUMPULAN ABSTRAK JURNAL

KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN

NASIONAL

TEMA TEKNOLOGI 2020

Penyusun : Juliarti

Penyunting : Desi Mardianingsih

(2)

2 PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN

REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III+ MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5

Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono,

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Reaktor daya PWR AP1000 yang didesain oleh Westinghouse adalah reaktor Generasi III+ pertama yang telah menerima persetujuan desain dari U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Saat ini utilitas China telah memulai pembangunan beberapa unit AP1000 di dua tapak terpilih untuk rencana operasi pada 2013-2015. AP1000 sebagai desain PWR berdasarkan teknologi teruji dari desain PWR lainnya yang dibuat oleh Westinghouse dengan penguatan pada sistem keselamatan pasif dengan demikian dapat dipertimbangkan untuk dibangun di Indonesia bila mengacu pada persyaratan pada PP 43/2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir. Namun demikian, desain tersebut perlu diverifikasi oleh Technical Support Organization (TSO) independen sebelum dapat dibangun di Indonesia. Verifikasi dapat dilakukan menggunakan paket program RELAP5 dalam bentuk analisis kecelakaan. Selama ini analisis kecelakaan PLTN dilakukan untuk tipe PWR 1000 MWe dari generasi II atau tipe konvensional. Mengingat saat ini referensi yang menggambarkan teknologi AP1000 yang menyertakan teknologi keselamatan pasif sudah tersedia maka dilakukan kegiatan pemodelan yang nantinya dapat digunakan untuk melakukan analisis kecelakaan. Metode pengembangan model mengacu pada pedoman IAEA yang terdiri dari pengumpulan data instalasi, pengembangan engineering data dan penyusunan input deck, verifikasi dan validasi data input. Model yang berhasil dikembangkan secara umum telah mewakili sistem AP1000 secara keseluruhan dan dianggap sebagai model dasar. Model tersebut telah diverifikasi dan divalidasi dengan data

(3)

3 desain yang terdapat pada referensi dimana respon parameter termohidraulika menunjukkan perbedaan hasil ± 3% selain untuk parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input deck yang diperoleh dapat dikembangkan lebih lanjut dengan mengintegrasikan pemodelan sistem keselamatan, sistem proteksi, dan sistem kendali yang spesifik AP1000 untuk keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.

Kata kunci : pemodelan, Generasi III+ , RELAP5

Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN

Volume : Vol. 13 No.1 Februari 2011, Hal. 49-61 Doi/Link :

http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1913/1810 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78766/file/view

(4)

4 FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL :

(2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE

Entin Hartini, Roziq Himawan, Mike Susmikanti Center for Nuclear Reactor Technology and Safety

ABSTRAK

Analisis ketidakpastian fracture mechanic pada evaluasi keandalan bejana tekan reaktor: 2d dengan beban internal PRESSURE. Bejana tekan reaktor (RPV) merupakan pressure boundary dalam reaktor tipe PWR yang berfungsi untuk mengungkung material radioaktif yang dihasilkan pada proses reaksi berantai.

Maka dari itu integritas bejana tekan reaktor harus senantiasa terjamin baik reaktor dalam keadaan operasi normal, maupun kecelakaan. Dalam melakukan analisis integritas RPV, khususnya yang berkaitan dengan pecahnya bejana tekan reaktor akibat adanya retak dilakukan analisis secara fracture mechanics. Adanya ketidakpastian input seperti sifat mekanik bahan, lingkungan fisik, dan input pada data, maka dalam melakukan analisis keandalan tidak hanya dilakukan secara deterministik saja. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan analisis ketidakpastian input pada perhitungan fracture mechanics pada evaluasi keandalan bejana tekan reaktor PWR. Pendekatan untuk karakter random dari kuantitas input menggunakan teori probabilistik. Analisis fracture mechanics dilakukan berdasarkan metode elemen hingga (FEM) menggunakan perangkat lunak MSC MARC. Analisis ketidakpastian input dilakukan berdasarkan probability density function dengan Latin Hypercube Sampling (LHS) menggunakan python script. Output dari MSC MARC adalah nilai J-integral untuk mendapatkan nilai stress intensity factor pada evaluasi keandalan bejana tekan reactor 2D. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa SIF probabilistik lebih dulu mencapai nilai batas fracture tougness dibanding SIF

(5)

5 deterministik. SIF yang dihasilkan dengan metode probabilistik adalah 105,240 MPa m0,5. Sedangkan SIF metode deterministik adalah 100,876 MPa m0,5.

Kata kunci : analisis ketidakpastian, fracture mechanics, LHS, FEM, bejana tekan reaktor

Volume : Vol. 18 No. 2 Juni 2016, Hal. 55-64

Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2466 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2466/2629 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78769/file/view

(6)

6 EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN

SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK

Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN

ABSTRAK

Telah dilakukan verifikasi dan validasi parameter desain termohidrolika teras PLTN AP1000 pada kondisi steady state. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan computer code CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5. Input yang digunakan untuk CAUDVAP adalah data geometri bejana dan teras (elemen bakar, bypass, core barrel dan selubung teras) dan laju alir total, dengan output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan kecepatan pendingin di teras. Input untuk COBRA-EN adalah data geometri elemen bakar, daya linier, laju alir efektif dan sifat termal elemen bakar dengan output adalah penurunan tekanan di teras aktif, distribusi entalpi, temperatur bahan bakar, temperatur kelongsong, temperatur pendingin, fluks kalor, koefisien hantaran kalor dan DNBR.

Sedangkan input untuk RELAP5 adalah data geometeri batang bahan bakar, fluks panas dan laju alir, dengan output adalah penurunan tekanan sepanjang kanal, temperatur kelongsong dan temperatur pendingin. Dari hasil perhitungan CAUDVAP dan deviasinya terhadap data desain diperoleh penurunan tekanan sepanjang bejana teras sebesar 271,53 kPa (deviasi -1,26%), dengan distribusi laju alir melalui teras aktif sebesar 48.537,9 ton/jam (deviasi 0,19%), melalui guide thimble dan core barrel sebesar 2944,8 ton/jam (deviasi -3,05%) dan melalui core shroud sebesar 283,2 ton/jam (deviasi 9,98%). Perhitungan penurunan tekanan teras aktif dengan CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 adalah 76,01 kPa, 73,78 kPa dan 73,3 kPa. Perbedaan ini disebabkan karena perubahan luasan dari bagian penyangga teras ke bagian perangkat bahan bakar tidak diperhitungkan di dalam kode COBRA-EN dan RELAP5. Hasil perhitungan termohidrolika teras

(7)

7 (analisis kanal) dengan COBRA-EN diperoleh bahwa temperatur meat perangkat bahan bakar berkisar antara 507,95 – 945,45oC, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar 302,15 – 338,75oC dan DNBR minimum berkisar 2,23 – 6,07. Adapun analisis subkanal terpanas dengan COBRA-EN dan RELAP5 diperoleh temperatur pendingin keluaran masing-masing diperoleh 329,42 oC (deviasi 1,47%) dan 324,51 oC (deviasi -0,05%), fluks kalor maksimum masing- masing diperoleh 1634,13 kW/m2 (deviasi -0,04%) dan 1601,0 kW/m2 (deviasi - 2,06%). Keseluruhan parameter termohidrolika yang didapat dari hasil perhitungan, dibandingkan dengan data desain menunjukkan tidak adanya perbedaan yang berarti, sehingga dapat disimpulkan bahwa perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 tersebut valid.

Kata kunci : parameter termohidrolika, teras dan sub kanal, AP1000, CAUDVAP, COBRA-EN, RELAP5.

Volume : Vol. 14 No.1 Pebruari 2012, Hal. 15-31

(8)

8 ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT

DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN- GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR

AR M. Hadi Kusuma¹, Mulya Juarsa¹, Anhar Riza Antariksawan²

1Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

2Penelitian Dasar dan Terapan, Badan tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

Fenomena perpindahan kalor pendidihan pada celah sempit rektangular merupakan fenomena yang berhubungan dengan keselamatan reaktor nuklir.

Untuk itu perlu dilakukan penelitian tentang hal tersebut di atas agar didapatkan pemahaman yang benar tentang keselamatan reaktor nuklir dari sisi perpindahan kalor pendidihan dan juga dapat berguna bagi perbaikan desain reaktor generasi selanjutnya. Penelitian difokuskan pada perhitungan fluks kalor selama proses pendinginan di celah sempit rektangular berukuran 1,0 mm, dengan suhu awal pelat rektangular 200 oC, 400 oC , dan 600 oC serta laju aliran air pendingin yang masuk ke dalam celah sempit rektangular 0,1 liter/detik, 0,2 liter/detik, dan 0,3 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran tertentu dengan suhu air 85oC. Data transien suhu hasil pengukuran direkam melalui sistem akuisisi data (DAS, data acquisition system). Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hubungan fluks kalor kritis dan koefisien perpindahan kalor terhadap perubahan suhu pelat dan laju aliran air pendingin untuk kasus pemanasan-ganda di celah sempit rektangular. Hasil yang didapatkan menunjukan bahwa pada suatu nilai laju aliran air pendingin yang sama, semakin besar suhu pelat panas maka akan semakin besar pula nilai fluks kalor kritis yang dihasilkan. Sedangkan pada suatu nilai suhu pelat panas yang sama, semakin besar laju aliran air pendingin maka akan menghasilkan nilai koefisien perpindahan kalor yang semakin besar pula. Dengan demikian dapat dikatakan

(9)

9 bahwa laju aliran air pendingin dan suhu pelat panas memiliki pengaruh yang signifikan pada nilai fluks kalor kritis dan keofisien perpindahan kalor yang dihasilkan pada proses quenching celah sempit rektangular dengan kasus pemanasan ganda.

Kata kunci : pendidihan, kalor, celah sempit, rektangular, aliran.

Volume : Vol. 5 No.1 Februari 2013, Hal.36-50 Doi/Link :

(10)

10 ANALISIS MODEL TERAS 3-DIMENSI UNTUK EVALUASI

PARAMETER KRITIKALITAS REAKTOR PWR MAJU KELAS 1000 MW

Tagor M. Sembiring PTRKN – BATAN

ABSTRAK

Setelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304.

Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000.

(11)

11 Kata kunci : AP1000, kritikalitas, konsentrasi boron kritis, reaktivitas

padam.

Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 78-95 Doi/Link :

(12)

12 PENGARUH KONSENTRASI ZrO2 TERHADAP KORELASI

PERPINDAHAN PANAS NANOFLUIDA AIR – ZrO2 UNTUK PENDINGIN REAKTOR

Sudjatmi K.A, K. Kamajaya, dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri – BATAN

ABSTRAK

Sejalan dengan perkembangan konsep keselamatan pasif pada sistem keselamatan PLTN, maka sistem perpindahan panas konveksi alam memegang peranan penting. Pemakaian nanofluid sebagai fluida pendingin pada sistem keselamatan nuklir dapat digunakan pada Sistem Pendingin Teras Darurat dan Sistem Pendingin Pengungkung Luar Reaktor. Beberapa peneliti telah melakukan studi desain konseptual aplikasi nanofluid untuk meningkatkan keselamatan AP1000 dan sistem pendingin teras darurat pada reaktor daya eksperimen. Penerapan nanofluida juga mulai dikembangkan melalui hasil penelitian perpindahan panas konveksi alamiah pada sub-buluh dengan nanofluida sebagai fluida kerjanya sangat dibutuhkan. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan pengaruh perubahan konsentrasi ZrO2 terhadap korelasi perpindahan panas konveksi alamiah dengan pendekatan eksperimental. Data eksperimental yang diperoleh digunakan untuk mengembangkan korelasi umum empirik perpindahan panas konveksi alamiah. Metode penelitian dengan menggunakan alat uji sub-buluh vertikal dengan geometri segitiga dan segiempat menggunakan air dan nanofluida air-ZrO2 sebagai fluida kerjanya. Konsentrasi nanopartikel dalam larutan yang digunakan sebesar 0,05 %, 0,10% dan 0,15 % dalam persen berat. Hasil penelitian menunjukan bahwa untuk bilangan Rayleigh yang sama, kemampuan pemindahan kalor oleh nanofluida air-ZrO2 lebih baik dari pada pemindahan kalor oleh air.

Namun peningkatan konsentrasi nanofluida tidak selalu mendapatkan kemampuan pemindahan kalor yang lebih baik.

(13)

13 Kata kunci : nanofluida air-ZrO2, konveksi alamiah, sub-buluh segitiga,

sub-buluh segi segiempat

Volume : Vol. 15 No.3 Oktober 2013, Hal. 171-181 Doi/Link :

(14)

14 EFFECT OF AIR CONDITION ON AP-1000 CONTAINMENT COOLING

PERFORMANCE IN STATION BLACK OUT ACCIDENT

Hendro Tjahjono

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN)

ABSTRAK

Reaktor AP-1000 merupakan PLTN generasi III+ berdaya 1000 MWe yang menerapkan konsep pendinginan pasif untuk mengantisipasi terjadinya kecelakaan yang dipicu oleh padamnya seluruh suplai daya listrik atau dikenal dengan Station Black Out (SBO). Pada reaktor AP1000, mekanisme pembuangan kalor peluruhan dilakukan secara pasif melalui PRHR yang diteruskan ke IRWST dan selanjutnya pada sungkup reaktor. Sungkup didinginkan secara eksternal melalui konveksi alamiah pada celah udara dan melalui penguapan air pendingin yang diguyurkan di permukaan luar dinding sungkup. Mekanisme penguapan air ke udara luar sangat dipengaruhi oleh kondisi kelembaban dan temperatur udara.

Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui sejauh mana pengaruh kondisi udara tersebut terhadap kemampuan pendinginan dari sungkup AP1000. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan simulasi menggunakan model perhitungan analitis berbasis Matlab yang mampu mengestimasi daya kalor yang dievakuasi. Hasil simulasi menunjukkan adanya penurunan daya hingga 5% untuk kelembaban relatif naik dari 10% hingga 95%, sedangkan untuk variasi temperatur udara dari 10°C hingga 40°C, daya akan menurun hingga 15%. Dapat disimpulkan bahwa pengaruh kenaikan temperatur udara jauh lebih signifikan dalam menurunkan kemampuan pendinginan sungkup dibandingkan dengan naiknya kelembaban.

Kata kunci : pendinginan sungkup, AP1000, kondisi udara, SBO

(15)

15 Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN

Volume : Vol. 17 No. 3 Oktober 2015, Hal. 159-166 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.3.2323 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2323/2161 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78801/file/view

(16)

16 CRITICALITY ANALYSIS OF URANIUM STORAGE FACILITY WITH

FORMATION RACKS

Sri Kuntjoro

Center for Technology and Nuclear Reactor Safety – BATAN

ABSTRAK

Bahan uranium dibutuhkan untuk produksi bahan bakar reaktor penelitian dan radioisotop. Bahan uranium sebelum digunakan terlebih dahulu disimpan pada fasilitas penyimpanan. Salah satu prasyarat fasilitas penyimpanan bahan uranium adalah fasilitas tersebut harus dalam kondisi sub-kritis. Bila kondisi kritis terjadi mengakibatkan proses fissi pada bahan uranium tidak terkendali, sehingga akan menimbulkan suhu yang sangat tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisa kondisi kritikalitas dari fasilitas penyimpanan bahan uranium yang berada di PT. INUKI (Persero) untuk menjamin fasilitas tersebut dalam kondisi sub-kritis. Analisis kritikalitas dilakukan menggunakan program MCNP-5 untuk mengetahui tingkat kritikalitas dari tiga fasilitas penyimpanan bahan uranium untuk kondisi awal dan kondisi setelah ditambahkan rak penyimpanan. Untuk fasilitas penyimpanan 1 dan 2 dibuat tiga skenario pengaturan container pada rak penyimpanan, sedangkan pada fasilitas penyimpanan 3 dilakukan 1 skenario.

Hasil ini menunjukkan seluruh fasilitas penyimpanan pada kondisi awal dan setelah ditambah rak penyimpanan dalam kondisi sub-kritis (k-eff<1). Hasil tersebut selanjutnya dipergunakan sebagai dasar untuk menyusun manejemen pengelolaan bahan uranium. Selain itu juga digunakan sebagai dasar untuk pembuatan ijin dari badan pengawas (BAPETEN).

Kata kunci : kritikalitas, fasilitas penyimpanan berbahan uranium, k-eff Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

(17)

17 Volume : Vol. 19 No. 1 Pebruari 2017, Hal. 41-54

(18)

18 DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF

(RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK

Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Berdasarkan dokumen kriteria pengguna dan fungsi utamanya, Reaktor Riset Inovatif (RRI) dipersyaratkan dapat menghasilkan fluks neutron termal maksimum 1×1015 neutron cm-2s -1. Hal ini diperlukan agar reaktor RRI dapat digunakan untuk target yang membutuhkan fluks neutron tinggi. Dalam penelitian sebelumnya diperoleh bahwa desain reaktor RRI tidak mungkin menghasilkan fluks neutron tersebut jika menggunakan bahan bakar seperti yang digunakan reaktor RSG-GAS. Hal ini diduga karena dimensinya terlalu besar, mengingat fluks neutron berbanding terbalik dengan volume teras. Tujuan penelitaian ini adalah untuk mendapatkan desain teras alternatif reaktor RRI yang memenuhi persyaratan fluks neutron termal tersebut. Alternatif bahan bakar yang dipilih adalah yang dipakai di reaktor JMTR (Japan Material Testing Reactor) yang berdimensi lebih kecil dibanding reaktor RSG-GAS. Disamping itu tinggi aktif teras divariasi 70 cm dan 75 cm. Desain teras dilakukan dengan perangkat analaitik WIMS-D5B, Batan-FUEL dan Batan-3DIFF. Teras alternatif menggunakan konsep konfigurasi teras kompak 5×5 dengan 4 elemen kendali jenis follower. Berdasarkan hasil perhitungan ada 3 (tiga) teras alternatif yang dapat memenuhi persyaratan tersebut, termasuk teras menggunakan bahan bakar reaktor RSG-GAS dengan menambah tinggi aktifnya menjadi 70 cm dari 60 cm.

Dengan menganalisis seluruh aspek, keselamatan serta efisiensi dan efektivitas reaktor, maka teras alternatif dengan bahan bakar tipe JMTR dengan tinggi aktif 70 cm merupakan teras alternatif yang terbaik.

(19)

19 Kata kunci : neutronik, teras kompak, reaktor riset inovatif, fluks neutron

termal tinggi

Volume : Vol. 16 No.1 Februari 2014, Hal. 1-10 Doi/Link :

(20)

20 AN ANALYSIS OF PUMP POWER CALCULATION OF

CONVERTED BANDUNG TRIGA REACTOR WITH PIPE ROUTING THROUGH DELAY TANK

V. Indriati Sri Wardhani¹⁾ dan Budi Santoso²⁾

1)Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan- Batan

2)Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir

ABSTRAK

Analisis perhitungan daya pompa konversi reaktor triga bandung dengan routing perpipaan melalui tanki tunda. Reaktor TRIGA 2000 Bandung merupakan fasilitas yang sudah banyak digunakan untuk training, penelitian dan produksi isotop sejak tahun 1965. Reaktor ini terancam padam karena tidak ada lagi bahan bakar yang diproduksi oleh pemasok awalnya. Oleh karena itu langkah konversi reaktor TRIGA 2000 berbahan bakar silinder ke bahan bakar pelat harus dilakukan. PT INUKI telah mampu memproduksi bahan bakar tipe pelat sendiri, sehingga dengan mengubah teras reaktor yang semula berbentuk silinder menjadi bentuk persegi atau melakukan konversi reaktor dari bahan bakar tipe silinder ke tipe pelat operasi reaktor TRIGA 2000 Bandung dapat dipertahankan untuk waktu yang lama. Pada konversi ini, sistem pendinginan reaktor akan berubah, yang semula secara konveksi alamiah, menjadi konveksi paksa, sementara arah aliran pendingin berubah juga, yang semula dari bawah ke atas menjadi dari atas ke bawah. Jika pada sistem reaktor TRIGA pelat arah alirannya dibuat dari atas ke bawah, tanpa adanya perubahan perpipaan akan berakibat paparan radiasi Nitrogen-16 di permukaan tangki reaktor menjadi tinggi, oleh karena itu diperlukan tanki tunda. Pada keadaan sistem perpipaan yang baru ini perlu dilakukan analisis kembali untuk menentukan kebutuhan daya pompa. Pompa harus mampu memasok energi yang diperlukan ini. Dengan kata lain, head total yang dihasilkan oleh pompa harus sama dengan head total yang diperlukan oleh sistem. Jika data total head sistem dan laju aliran pendingin, serta

(21)

21 mempertimbangkan effisiensi pompa dan motor penggerak pompa telah diperoleh, maka kebutuhan daya pompa dapat dihitung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa daya pompa yang diperlukan untuk mengalirkan sistem pendingin primer adalah sebesar 35 kW atau 47 Hp.

Kata kunci : konversi, pendingin, tipe pelat, routing perpipaan, pompa Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

(22)

22 VERIFICATION TO THE RSG-GAS FUEL DISCHARGE BURN-UP USING

SRAC2006 MODULE OF COREBN/HIST

J. Susilo¹, T.M. Sembiring¹, M. Imron², G.R. Sunaryo¹

1)Center for Nuclear Reactor Technology and Safety, BATAN

2)Center for Multipurpose Reactor G.A. Siwabessy, BATAN

ABSTRAK

Verifikasi terhadap burn-up buang bahan bakar teras rsg-gas menggunakan srac2006 modul corebn/hist. Selama 30 tahun beroperasi, RSG-GAS telah mengalami perubahan modifikasi antara lain jenis bahan bakar dari U3O8-Al menjadi U3Si2-Al dengan kerapatan sama 2,96 gU/cc, pola pemuatan bahan bakar standar/elemen kendali dari pola 6/1 & 6/2 menjadi pola 5/1, dan alat perhitungan manajemen bahan bakar IAFUEL dengan BATAN-FUEL. Untuk memperoleh perpanjangan ijin operasi selama 10 tahun ke depan, maka perlu disiapkan dokumen Penilaian Keselamatan Berkala RSG-GAS. Berdasarkan PerKa BAPETEN No. 2 Tahun 2015, maka penilaian keselamatan RSG-GAS harus dilakukan secara independen. Salah satu parameter yang perlu diverifikasi adalah nilai bahan bakar buang. Dalam penelitian ini, dilakukan investigasi terhadap dokumen Laporan Operasi untuk memastikan bahwa tidak terjadi kesalahan penempatan bahan bakar. Selanjutnya, berdasarkan data siklus operasi teras ke 78 sampai dengan 93, dilakukan verifikasi nilai burn-up buang bahan bakar RSG- GAS dengan menggunakan SRAC2006 modul COREBN/HIST. Selain itu, hasil perhitungan tersebut juga dilakukan komparasi dengan data laporan operasi yaitu data hasil perhitungan menggunakan BATAN–FUEL. Fraksi bakar buang bahan bakar terbesar (57,73% U-235) terverivikasi masih di bawah nilai limit yang ditetapkan oleh badan pengawas (<60% U-235). Perbedaan hasil perhitungan terbesar kedua program computer sebesar 2,12% U-235 (3,80%) yaitu pada posisi B-7. Fluktuasi burn-up buang bahan bakar menunjukkan nilai yang hampir sama untuk tiap-tiap siklus operasi, jarak (range) sebesar 1,52% U-235. Sehingga dapat

(23)

23 disimpulkan bahwa operasi teras RSG-GAS selama sepuluh tahun terakhir menunjukkan performa manajemen bahan bakar yang baik, sesuai desain.

BATAN-FUEL telah terkonfirmasi cukup baik dengan COREBN/HIST.

Kata kunci : Burn-up buang, RSG-GAS, COREBN/HIST, BATAN-FUEL Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

Volume : Vol. 20 No. 1 Pebruari 2018, Hal. 35-46

(24)

24 ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR)

BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2

Andi Sofrany E, Surip Widodo

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

Pada tanggal 9 Februari 1991, terjadi kecelakaan putusnya pipa pemanas pembangkit uap (Steam Generator Tube Rupture/SGTR) pada PLTN Mihama Unit 2. Dari kejadian tersebut, diperoleh catatan sekuensi kecelakaan berupa aktuasi sistem proteksi dan fitur keselamatan terekayasa dalam memitigasi kebocoran dari sistem primer ke sistem sekunder. Urutan sekuensi tersebut kemudian diterapkan pada PWR standar Jepang untuk disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Tujuannya untuk mengevaluasi konsekuensi yang terjadi bila kecelakaan tersebut terjadi pada PWR standar Jepang. Parameter yang dibandingkan adalah laju alir kebocoran, perubahan tekanan primer dan sekunder dan perubahan level di dalam pressurizer.

Hasil simulasi menunjukkan perbedaan lama waktu kejadian SGTR hingga berhentinya kebocoran yang berlangsung lebih pendek pada PWR standar Jepang.

Selain itu jumlah pendingin primer yang bocor dan jumlah uap yang terlepas dari MSRV tercatat lebih besar daripada PWR Mihama unit 2. Karakter aliran kebocoran, fluktuasi tekanan primer, dan level pressurizer sedikit berbeda pada tahap-tahap awal kejadian, namun relatif sama pada tahap akhir ketika aliran kebocoran dapat dihentikan. Hasil simulasi juga menunjukkan perlunya tindakan operator secara manual yang ditunjukkan dari isolasi sistem air umpan bantu (AFW) pada pembangkit uap yang bocor, aktuasi katup pelepas uap (MSRV) pada pembangkit uap yang utuh dan aktuasi auxiliary spray dan power operated relief valve (PORV) pada pressurizer untuk mengantisipasi kejadian sebagai bagian dari prosedur operasi darurat.

(25)

25 Kata kunci : SGTR, PWR Mihama Unit 2, PWR standar Jepang

Volume : Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 1-14 Doi/Link :

(26)

26 INVESTIGATION ON THERMAL-FLOW CHARACTERISTICS

OF HTGR CORE USING THERMIX-KONVEK MODULE AND VSOP'94 CODE

Sudarmono

Center For Nuclear Reactor Technology and Safety

ABSTRAK

Investigasi karakteristik aliran termal teras htgr menggunakan thermixkonvek module and vsop’94 code. Kegagalan sistem pembuangan panas pada reaktor berpendingin air jenis PWR, Three Mile Islands dan reaktor BWR Fukushima Daiichi, menyebabkan masyarakat nuklir mulai memikirkan penggunaan reaktor pembangkit daya jenis temperatur tinggi berpendingin gas (HTGR). Bidang Fisika dan Teknologi Reaktor di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) mempunyai tugas melaksanakan kegiatan litbang desain konseptual reaktor kogenerasi dengan tingkat daya menengah yang berpendingin gas helium dengan daya 200 MWt. Desain HTGR200K merupakan salah satu sistem pembangkit energi yang memiliki efisiensi energi paling besar, dan tingkat keselamatan inheren yang tinggi dan bersih. Komposisi geometri dan struktur teras didesain agar dapat menghasilkan keluaran pendingin gas helium bertemperatur 950 0C sehingga dapat digunakan untuk produksi hidrogen dan atau unit industri proses lainnya secara kogeneratif. Luaran gas helium bertemperatur sangat tinggi ini akan menimbulkan tegangan termal pada bola bahan bakar yang mengancam integritas sistem pengungkungan produk fisi di dalamnya. Oleh karena itu perlu dilakukan evaluasi karakteristika termal flow untuk menentukan distribusi temperatur bahan bakar bola dan outlet temperatur pendingin gas helium teras HTGR. Hal ini dilakukan dengan menggunakan modul ThermixKonvek yang terintegrasi dalam program VSOP’94. Geometri teras HTGR dikerjakan dalam modul BIRGIT untuk model teras 2-D (R-Z) dengan 5 kanal aliran pebble dalam teras aktif arah radial. Hasil evaluasi menunjukkan

(27)

27 bahwa nilai tertinggi dan terendah temperatur yang terdapat pada teras adalah sebesar 999.3 °C dan 886,5 °C. Demikian pula hasil temperatur tertinggi bahan bakar TRISO dan bahan bakar pebble di dalam teras, yaitu diperoleh sebesar 1510,20°C yang terletak pada lapisan bahan bakar inti UO2, di posisi z= 335.51 cm dan r=0 cm. Analysis di lakukan pada laju massa aliran pendingin, tekanan dan daya masingmasing sebesar 120 kg/s, 7 Mpa dan 200MWth. Hasil perhitungan, jika dibandingkan dengan lisensi pembatas keselamatan terhadap maksimum temperatur bahan bakar pebble menunjukkan bahwa integritas bahan bakar pebble masih aman karena masih lebih rendah dari batas desain yaitu sebesar 1600 oC.

Kata kunci : Thermal-Flow, VSOP’94, Thermix-Konvek, HTGR, temperatur

Volume : Vol. 17 No.1 Februari 2015, Hal. 41-54

(28)

28 THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SMR WITH NATURALLY CIRCULATING PRIMARY SYSTEM DURING LOSS OF FEED WATER

ACCIDENT

Susyadi

Center for Nuclear Reactor Technology & Safety – BATAN

ABSTRAK

Analisis thermal-hidrolik smr bersistem primer sirkulasi alam saat kecelakaan kehilangan air umpan. Reaktor daya kecil modular (SMR) memiliki beberapa keunggulan dibanding reaktor daya besar konvensional. Dengan disain yang lebih sederhana dan terintegrasi, penerapan hukum alamiah untuk sistem keselamatannya dan biaya modal yang rendah, reaktor ini sangat cocok untuk dibangun di Indonesia. Salah satunya disain SMR yang sedang dikembangkan menerapkan gaya penggerak alami untuk sistim pendingin primernya. Dengan disain seperti itu, adalah sangat penting untuk memahami implikasinya terhadap aspek keselamatan pada seluruh kondisi operasi. Salah satu yang perlu diinvestigasi adalah kecelakaan kehilangan air umpan (LoFW). Pada studi ini, dilakukan analisis kinerja thermal hidrolik SMR yang menggunakan sistim pendinginan primer sirkulasi alam saat kecelakaan LoFW. Tujuannya adalah untuk menginvestigasi karakteristik aliran sistem primer saat kecelakaan LoFW dan untuk memastikan apakah aliran sirkulasi alam cukup untuk memindahkan panas dari teras guna menjaga kondisi tetap aman selama kecelakaan tersebut.

Metoda yang digunakan adalah dengan merepresentasikan sistem reaktor ke dalam modelmodel generik program RELAP5 dan melakukan simulasi numerik.

Hasil perhitungan menunjukkan bahwa setelah kejadian pemicu dan trip reaktor, pada sisi primer laju alirnya berfluktuasi secara signifikan dan temperatur pendinginnya menurun secara bertahap sedangkan pada sisi sekunder kondisi uap berubah menjadi uap jenuh. Laju alir turun dari ~711 kg/detik menjadi ~263 kg/detik sebelum kembali naik lagi pada t=~46 detik. Saat laju alir di titik

(29)

29 terendah, temperatur pusat bahan bakar dan fluida pendingin adalah sekitar ~565 K dan ~554 K, yang menujukkan bahwa temperatur bahan bakar masih jauh di bawah batas disain dan temperatur fluidanya juga berada di bawah titik saturasi.

Keadaan ini menunjukkan bahwa saat transien kedua parameter utama termohidrolik reaktor tetap dalam kondisi yang dapat diterima sehingga dapat disimpulkan bahwa saat kecelakaan kehilangan air umpan, SMR dengan sistim primer sirkulasi alam tetap dalam kondisi aman.

Kata kunci : SMR, kehilangan air umpan, sirkulasi alamiah, keselamatan reaktor, RELAP5

(30)

30 ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN

PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000

D. T. Sony Tjahyani, Julwan Hendry Purba Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir

ABSTRAK

Analisis skenario kegagalan sistem untuk menentukan probabilitas kecelakaan parah ap1000. Kejadian Fukushima telah menunjukkan bahwa kecelakaan parah dapat terjadi, maka dari itu sangatlah penting untuk menganalisis tingkat keselamatan pada reaktor daya. Berdasarkan rekomendasi expert mission IAEA setelah kejadian Fukushima, perlu dilakukan upaya untuk meminimalisasi terjadinya kecelakaan parah yaitu dengan melakukan proses pendinginan yang maksimal. Dalam konsep keselamatan fasilitas nuklir, khususnya reaktor daya telah diterapkan konsep keselamatan berlapis (Defence in Depth, DiD). Konsep keselamatan tersebut terdiri atas 5 level pertahanan yang bertujuan mencegah dan mengurangi lepasan produk fisi ke masyarakat dan lingkungan pada saat reaktor daya mengalami kecelakaan. Dalam reaktor telah didesain sistem atau tindakan yang mempunyai fungsi untuk mengatasi setiap level tersebut. Tujuan dari analisis ini adalah menentukan probabilitas kecelakaan parah dengan melakukan skenario kegagalan sistem dalam proses pendinginan di reaktor. Sebagai obyek analisis adalah reaktor daya AP1000, karena jenis reaktor ini sedang banyak dibangun saat ini. Skenario dilakukan dengan mengasumsikan beberapa kombinasi kegagalan sistem yang termasuk dalam DiD level 2 dan 3. Kegagalan sistem kemudian dianalisis dengan menggunakan analisis pohon kegagalan berdasarkan perangkat lunak SAPHIRE ver. 6.76. Dari analisis didapatkan probabilitas gagal dari kelompok sistem DiD level 2 dan 3 pada AP1000 masih di bawah batas kriteria dari IAEA yaitu lebih kecil dari 10-2, serta probabilitas kecelakaan parah didapatkan sebesar 6,17 x 10-10. Berdasarkan analisis ini disimpulkan bahwa AP1000 mempunyai tingkat keselamatan yang cukup tinggi,

(31)

31 karena melalui skenario kegagalan sistem didapatkan probabilitas kecelakaan parah yang sangat kecil.

Kata kunci : Skenario kegagalan, AP1000, probabilitas, kecelakaan parah Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

Volume : Vol. 16 No.3 Oktober 2014, Hal. 134-148 Doi/Link :