1
KUMPULAN ABSTRAK JURNAL
KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN
NASIONAL
TEMA TEKNOLOGI 2020
Penyusun : Juliarti
Penyunting : Desi Mardianingsih
2 ANALISIS TERMAL-ALIRAN KISI BAHAN BAKAR BOLA TERAS
RGTT200K DENGAN FLUENT
Mohammad Dhandhang Purwadi
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
ABSTRAK
Sejalan dengan Perpres No.5/2010, PTRKN-BATAN mengembangkan dua varian
desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi, yaitu RGTT200K dan
RGTT200KT. Energi termal pada kedua sistem reaktor ini dipasok oleh teras
reaktor berbahan bakar bola dengan daya termal 200 MWt. Komposisi geometri
dan struktur teras didesain agar dapat menghasilkan keluaran pendingin gas
helium bertemperatur 950OC 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 analisis termal-aliran untuk
mengetahui distribusi temperatur dan aliran pendingin gas helium dalam kisi
bahan bakar bola. Salah satu cara terbaik untuk melakukan analisis termal-aliran
adalah dengan pemodelan tiga dimensi menggunakan perangkat lunak komputasi
dinamika fluida (computational fluid dynamics) yang teruji. Dalam penelitian ini
digunakan perangkat lunak FLUENT 6.3. Analisis termalaliran pada kisi bola
bahan bakar dilakukan dengan memodelkan dinamika fluida pendingin dengan
perpindahan panas kombinasi tiga moda, konduksi, konveksi dan radiasi, serta
mempertimbangkan adanya turbulensi aliran gas. Model Discret Ordinate dan
Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) masing-masing digunakan dalam
perhitungan perpindahan panas radiasi dan turbulensi. Dari distribusi temperatur
bola bahan bakar hasil pemodelan CFD dengan aliran turbulen pada pendinginnya
diketahui bahwa temperatur maksimum bahan bakar bola mencapai 1036,1OC.
3 Temperatur setinggi ini masih jauh dari temperatur yang dapat menyebabkan kegagalan pengungkungan produksi fisi, yaitu 1600OC.
Kata kunci : pemodelan pendinginan, model kisi kubus sederhana, reaktor kogenerasi, RGTT, komputasi dinamika fluida
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 146-156 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1875/1772
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78493/file/view
4 ANALISIS KANDUNGAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DALAM
TEH DAN AIR SEDUHANNYA DENGAN AKTIVASI NEUTRON
Th Rina Mulyaningsih
Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir, BATAN
ABSTRAK
Kadar unsur logam K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc dan Co dalam 14 sampel teh hijau, teh hitam, teh hitam dengan aroma melati, aroma vanila, bunga rosella dan air seduhan teh telah ditentukan dengan analisis aktivasi neutron. Sampel teh dipilih dari produksi dalam negeri dan diperoleh dari Pasar Swalayan di daerah Serpong. Iradiasi neutron sampel dilakukan di Fasilitas Iradiasi reaktor RSG-GAS pada fluks neutron thermal sekitar sekitar 1013 ncm-2s -1. Prosedur kerja menggunakan SOP yang dikeluarkan oleh FNCA. Sebagai kontrol mutu digunakan SRM- NIST 1573a Tomato leaves dan NIST 1547 Peach leaves. Hasil analisis menunjukkan bahwa konsentrasi semua unsur bervariasi tergantung jenis teh. Konsentrasi Ca, K, Mg dan Mn dalam teh cukup tinggi > 100 mg/kg . Konsentrasi Ca dan K memiliki rentang nilai antara 1135,36-9123,21 dan 1064,41-2473,12 mg/kg serta Mg 2725,6- 5528,5; dan Mn 95,38-815,48 mg/kg.
Unsur mikroesensial Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb dan Zn memiliki konsentrasi < 100 mg/kg. Sebagian besar unsur dalam teh dilepaskan dalam air seduhan dengan persentase berbeda dengan rentang nilai antara 27,89-68,94 % tergantung jenis sampel teh. Tidak terdeteksi unsur toksik Hg, Cd dan As, kecuali unsur Cr dengan konsentrasi masih cukup rendah. Dengan demikian minuman teh cukup baik menjadi sumber unsur esensial bagi tubuh dan tidak mengandung logam toksik.
Kata kunci : analisis unsur, esensial, toksik, teh, aktivasi neutron
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
5 BATAN
Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 123-132 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1907/1804
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78496/file/view
6 PENGEMBANGAN SISTEM PEMANTAUAN KONDISI UNTUK KESELAMATAN ROTATING MACHINE DI PWR DENGAN MOTOR
CURRENT SIGNATURE ANALYSIS
Syaiful Bakhri
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) – BATAN
ABSTRAK
Pemantauan kondisi rotating machine sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan operasi sekaligus untuk meningkatkan efisiensi operasi di PWR.
Salah satu teknik pemantauan kondisi terbaik yang dewasa ini dipilih karena
mudah, non-invasive dan murah dalam implementasinya adalah Motor Current
Signature Analysis (MCSA). Namun sayangnya penelitian aplikasi teknik ini
untuk perangkat keras yang compact, low cost, berkelas industri dan layak untuk
aplikasi pembangkit daya bertenaga nuklir sangat terbatas. Penelitian ini bertujuan
untuk mengembangkan metode pemantauan kondisi berbasis MCSA dengan
perangkat keras berkelas industri yang kompak untuk pembangkit daya tenaga
nuklir. Penelitian meliputi aspek pengembangan perangkat keras real-time
berbasis FPGA-CompactRIO, pembuatan modul untuk penampil early warning,
pengujian unjuk kerja algoritma perangkat kerasnya, analisis spektrum berbagai
kerusakan komponen motor elektrik, serta pengujian kinerjanya dalam mendeteksi
berbagai kerusakan. Sistem pemantauan mampu mengeksekusi dengan total
waktu eksekusi berkisar 164 ms, berhasil mendeteksi spektrum frekuensi berbagai
kerusakan di motor induksi seperti stator shorted turn berkisar 75%, rotor broken
bar 95%, eccentricity 65%, dan mechanical misalignment 85%, termasuk
gangguan catu daya voltage unbalance 100%. Berdasarkan unjuk kerja
perangkatnya, sistem pemantauan kondisi rotating machine ini menjadi salah satu
alternatif terbaik untuk sistem pemantauan berbagai perangkat pemantauan di
reaktor nuklir.
7 Kata kunci : pemantauan kondisi, rotating machine, Motor Current
Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA)
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 15 No.2 Juni 2013, Hal. 90-103 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1866/1763
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78506/file/view
8 PEMODELAN DAN ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA DARI PWR
PADA KONDISI ABNORMAL DI TAPAK BOJANEGARA-SERANG
Sri Kuntjoro
Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir
ABSTRAK
Penambahan pembangkit listrik yang baru khususnya pembangkit listrik tenaga
nuklir (PLTN) berpotensi memberikan konsekuensi radiologis pada masyarakat
dan lingkungan, karena adanya lepasan radioaktif dalam kondisi operasi normal
maupun abnormal. Oleh karena itu maka pengelola reaktor nuklir harus bisa
menyediakan data dan argumentasi yang kuat untuk menjelaskan tentang
keselamatan PLTN terhadap lingkungan. Untuk itu perlu dilakukan analisis
kondisi abnormal yang terjadi pada PLTN yang akan memberikan konsekuensi
radiologis pada lingkungan. Analisis dilakukan dengan membuat pemodelan
simulasi kondisi abnormal yang dipostulasikan pada PLTN tipe PWR 1000 MWe
serta simulasi dan pemodelan pola potensi lingkungan sebagai daya dukung tapak
terhadap penerimaan konsekuensi radiologis tersebut. Pemodelan fenomena
transport radionuklida dari teras reaktor sampai ke luar dari sungkup reaktor
dilakukan menggunakan perangkat lunak EMERALD dan pemodelan pola
dispersi radioaktivitas ke lingkungan dari reaktor meliputi simulasi kondisi
meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi masyarakat pada
kondisi ekstrim di daerah studi, menggunakan perangkat lunak GIS, Arcview,
Windrose, dan PC COSYMA. Pemodelan konsekuensi radiologis menggunakan
tapak contoh daerah Bojanegara-Kramatwatu Pantai Serang-Banten. Dengan
menggunakan data sourceterm, data meteorologi dan data dispersi (sebaran
penduduk, produksi pertanian dan ternak) dan modeling alur paparan (pathway),
dihasilkan model sebaran radionuklida dan penerimaan paparan radiasi di
lingkungan tapak Bojanegara-Serang, dengan penerimaan dosis radiasi di bawah
batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN.
9 Kata kunci : PLTN, radioaktivitas, pola dispersi, keselamatan
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1898/1795
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78518/file/view
10 OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM
PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI
Endiah Puji Hastuti, M. Subekti, Sukmanto Dibyo, M. Darwis Isnaini PTKRN-BATAN
ABSTRAK
Implementasi reaktor inovasi telah diterapkan pada berbagai reaktor riset baru yang saat ini sedang dibangun. Pada saat ini BATAN sedang merancang desain konseptual reaktor riset daya tinggi yang telah masuk pada tahap optimasi desain.
Spesifikasi desain konseptual reaktor riset inovatif adalah reaktor tipe kolam berpendingin air dan reflektor D2O. Teras reaktor memiliki kisi 5x5 dengan 16 bahan bakar dan 4 batang kendali. Teras reaktor berada di dalam tabung berisi D2O yang berfungsi sebagai posisi iradiasi. Daya reaktor 50 MW didesain untuk membangkitkan fluks neutron termal sebesar 5x1014 n/cm2 s. Teras reaktor berbentuk kompak dan menggunakan bahan bakar U9Mo-Al dengan tingkat muat uranium 7-9 gU/cm3. Desain termohidrolika yang mencakup pemodelan, perhitungan dan analisis kecukupan pendingin dibuat sinergi dengan desain fisika teras agar keselamatan reaktor terjamin. Makalah ini bertujuan menyampaikan hasil analisis perhitungan termohidrolika teras dan sistem reaktor riset inovatif pada kondisi tunak. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan yang telah tervalidasi, masing-masing adalah Caudvap, PARET-ANL, Fluent dan ChemCad 6.4.1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pembangkitan panas yang tinggi dapat dipindahkan tanpa menyebabkan pendidihan dengan menerapkan desain teras reaktor bertekanan, di samping itu desain awal komponen utama sistem pembuangan panas yang terintegrasi telah dilakukan, sehingga konseptual desain termohidrolika RRI-50 dapat diselesaikan.
Kata kunci : reaktor riset inovatif, Caudvap, PARET-ANL, Fluent,
ChemCad 6.4.1.
11 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. 127-140
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.3.2327
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2327/2164
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78523/file/view
12 IRRADIATION CHARACTERISTIC OF NATURAL UO2 PIN PHWR
TARGET AT PRTF FACILITIES OF RSG – GAS CORE
J. Susilo
1), T.M. Sembiring
1), W. Dewayatna
2)1)
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety
2)
Center for Nuclear Fuel Technology
ABSTRAK
Teras RSG-GAS dilengkapi dengan fasilitas untuk uji iradiasi bahan bakar nuklir atau disebut dengan Power Ramp Test Fasility (PRTF). Saat ini sedang dilpersiapkan untuk dilakukan uji sample pin bahan bakar PWR pada fasilitas PRTF. Analisis terhadap uji iradiasi sample pellet UO2 dengan berbagai pengkayaan telah dilakukan menggunakan paket program komputer. Dimasa yang akan datang, uji iradiasi pin bahan bakar PHWR UO2 alam juga sedang dalam perencanaan. Sebelum diiradiasi di dalam teras, maka terlebih dahulu harus dilakukan analisis dengan menggunakan paket program komputer. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi pin bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron.
Perhitungan teras RSG-GAS dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION dalam bentuk geometri 3 dimensi. Analisis dilakukan terhadap pengaruh penggunaan jenis moderator pada tabung tekan iradiasi (H2O dan D2O), perubahan ukuran pelllet UO2 dan perubahan besarnya densitas moderator D2O.
Dari analisis hasil perhitungan diketahui bahwa semakin lama waktu iradiasi akan
menghasilkan daya termal yang semakin besar jika menggunakan moderator D2O
dibandingkan H2O. Semakin tinggi tekanan atau semakin kecil densitas
moderator, maka akan menghasilkan daya termal yang semakin besar seiring
bertambah lamanya waktu iradiasi. Batas maksimal waktu iradiasi untuk pin
bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 9,5×104
jam, dengan batasan daya linier desain kemampuan peralatan, 700 W/cm. Selama
iradiasi, nilai parameter neutronik teras reaktor seperti reaktivitas lebih dan ppf
13 hanya menunjukkan perubahan yang sangat kecil, masih jauh dibawah batas yang ditetapkan dalam desain.
Kata kunci : PHWR, Fluks Neutron, Daya Termal, PRTF, RSG-GAS Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 19 No. 2 Juni 2017, Hal. 71-82
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.2.3306
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3306/3001
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78533/file/view
14 PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN
KESELAMATAN PWR
Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro, D. T. Sony Tjahyani Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN
ABSTRAK
Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat.
Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.
Kata kunci : PSA level 3, kecelakaan, PWR
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
15 BATAN
Volume : Vol. 16 No.1 Februari 2014, Hal. 31-43
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.2.3306
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1857/1754
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78541/file/view
16 ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL
UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW
Sri Kuntjoro
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – Badan Tenaga Nuklir Nasional
ABSTRAK
Telah dilakukan analisis sebaran radionuklida pada reaktor daya Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWTh, setara dengan 1000 MWe untuk kondisi operasi normal. Analisis dilakukan untuk dua reaktor yang terpisah sejauh 500 m dan sudut 90o satu dengan yang lain. Langkah awal dalam melakukan analisis adalah menentukan suku sumber reaktor menggunakan program komputer ORIGEN2 dan EMERALD NORMAL. ORIGEN2 digunakan untuk menentukan inventori radionuklida yang terdapat di reaktor. Selanjutnya dengan dengan menggunakan program EMERALD NORMAL dihitung suku sumber yang sampai ke cerobong reaktor. Untuk menganalisis dosis yang diterima penduduk dilakukan dengan menggunakan program PC-CREAM. Perhitungan dilakukan untuk satu dan dua PLTN di calon tapak PLTN. Hasil yang diperoleh adalah sebaran radionuklida terbesar untuk satu PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 9 (191,25o ) dan untuk dua PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 10 (213,75o ). Radionuklida yang sampai ke penduduk melalui dua alur yaitu alur makanan dan hirupan.
Untuk alur makanan berasal dari radionuklida I-131, dan terbesar melalui alur
produk susu sebesar 53,40 % untuk satu maupun dua PLTN. Untuk alur hirupan
ranionuklida pemberi kontribusi paparan terbesar berasal dari Kr-85m sebesar
53,80 %. Dosis total terbesar yang diterima penduduk terdapat pada jarak 1 Km
untuk bayi yaitu sebesar 4,10 µSi dan 11,26 µSi untuk satu dan dua PLTN. Hasil
ini sangat kecil dibandingkan dengan batas dosis yang diijinkan oleh badan
pengawas (BAPETEN) untuk penduduk yaitu sebesar 1 mSi.
17 Kata kunci : reaktor daya, komputer code, radionuklida, alur makanan,
hirupan
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 40-54 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1889/1786
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78561/file/view
18 THE THERMAL-HYDRAULICS ANALYSIS ON RADIAL AND AXIAL
POWER FLUCTUATION FOR AP1000 REACTOR
Muh. Darwis Isnaini, Surip Widodo, Muhammad Subekti Center for Nuclear Reactor Technology and Safety, BATAN
ABSTRAK
Analisis termohidrolika pada fluktuasi daya axial dan radial untuk reaktor ap1000.
Berkurangnya material fisil selama operasi reaktor, mengakibatkan reaktivitas berkurang. Oleh karena itu, agar reaktor tetap beroperasi pada daya yang tetap, maka harus dikompensasi dengan menarik batang kendali ke atas sedikit demi sedikit. Akan tetapi, hal ini akan berakibat pada berubahnya bentuk distribusi daya ke arah horisontal/aksial dan berdampak ke perubahan marjin keselamatan.
Penelitian ini melakukan perhitungan termohidrolika teras untuk mengetahui pengaruh fluktuasi distribusi daya pada parameter termohidrolika AP1000 dan mempelajari dampaknya terhadap marjin keselamatan. Hasil perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode COBRA-EN dan hasilnya menunjukkan bahwa fluks kalor maksimum pada awal siklus (BOC) sebesar 1624,02 kW/m2 berkurang 22,75% di tengah siklus (MOC) dan berkurang lagi 0,29% di akhir siklus (EOC). Temperatur puncak tengah bahan-bakar di awal, tengah dan akhir siklus adalah sebesar 1608,15°C; 1232,15°C; dan 1301,75°C akibat dari fluks kalor pada daerah kelongsong yang mengalami pendidihan tak jenuh. Sedangkan nilai MDNBR pada tengah dan akhir siklus adalah 3,23 dan 3,00; meningkat dibanding MDNBR pada awal siklus 2,49. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa pada kondisi tengah dan akhir siklus operasi reaktor AP1000 memiliki marjin keselamatan yang lebih baik dibanding kondisi awal siklus.
Kata kunci : termohidrolika teras, AP1000, fluktuasi distribusi daya,
COBRA-EN
19 Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 17 No. 2 Juni 2015, Hal. 79-86
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.2.2290
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2290/2134
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78570/file/view
20 CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY
REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE
Roziq Himawan, Mike Susmikanti PTKRN-BATAN
ABSTRAK
Analisis inhomogenitas melingkar pada pipa pendingin primer reaktor g.a.
siwabessy. Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak.
Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semiellips.
Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips.
Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress
intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil
dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi
21 perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A.
Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan.
Kata kunci : inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan retak
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 18 No. 3 Oktober 2016, Hal. 155-164
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.3.2638
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2638/2771
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78576/file/view
22 FLUIDA NANO ZRO2 SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN PADA
PERMUKAAN PEMANAS PELAT VERTIKAL : STUDI EKSPERIMENTAL
V. Indriati Sri Wardhani
Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan – Bandung
ABSTRAK
Salah satu usaha untuk menaikkan efektivitas pendinginan suatu sistem adalah dengan mencoba mengganti fluida kerjanya, yaitu dengan menggunakan fluida nano. Fluida nano ini merupakan campuran antara air dengan partikel nano yang berukuran 10-7-10-㸷 m. Karena fluida nano ini merupakan campuran air dan partikel nano, maka diharapkan campuran tersebut dapat homogen menjadi larutan yang serba sama sifatnya. Dalam keadaan yang homogen dan serba sama tersebut seharusnya fluida nano yang digunakan sebagai fluida pendingin dapat memindahkan energi dalam bentuk panas yang lebih besar. Dalam penelitian ini digunakan fluida nano yang dibuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 dengan konsentrasi 1 gram/liter. Penelitian dimulai dengan membuat suatu sistem peralatan eksperimen yang terdiri dari pemanas berbentuk datar sebagai sumber panas dengan fluida nano sebagai pendingin dialirkan ke permukaan pemanas.
Karena adanya perbedaan temperatur antara pemanas dan fluida pendingin
tersebut, terjadilah proses perpindahan energi dalam bentuk panas. Efektivitas
proses perpindahan energi ini akan dipengaruhi oleh bahan dan sifat
termohidrolika fluida pendinginnya. Data yang diperoleh dari hasil eksperimen ini
dipergunakan untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi (h). Dari
hasil perhitungan diperoleh koefisien perpindahan panas fluida nano lebih besar
1.08 kali dibandingkan dengan koefisien perpindahan panas air, hal ini
menunjukkan bahwa fluida nano lebih efektif dipergunakan sebagai fluida
pendingin dibandingkan air.
23 Kata kunci : termohidrolika, fluida nano, pendingin, koefisien perpindahan
panas konveksi.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 16 No.3 Oktober 2014, Hal. 169-177 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1848/1745
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78580/file/view
24 CALCULATION OF BNCT DOSIMETRY FOR BRAIN CANCER BASED ON
KARTINI RESEARCH REACTOR USING THE PHITS CODE
Suhendra Gunawan Ntoy
1, Yohannes Sardjono
21)
Department of Physics, Faculty of Science and Mathematics
2)
