1
KUMPULAN ABSTRAK JURNAL
KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN
NASIONAL
TEMA TEKNOLOGI 2020
Penyusun : Juliarti
Penyunting : Desi Mardianingsih
2 ANALISIS DAN OPTIMASI DESAIN SISTEM REAKTOR GAS
TEMPERATUR TINGGI RGTT200K DAN RGTT200KT
Mohammad Dhandhang Purwadi
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
ABSTRAK
Berdasarkan amanat Perpres No.5/2010, PTRKN-BATAN mengembangkan desain konseptual reaktor daya maju ke generasi berbasis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yang diberi nama RGTT200K dan RGTT200KT. Desain sistem kedua varian RGTT ini belum optimal dan spesifikasi thermal-flow dari kedua teras reaktor berbeda. Seharusnya desain konseptual sistem RGTT200K maupun RGTT200KT mempunyai spesifikasi thermal-flow teras reaktor yang sama, sehingga tidak perlu mendesain dua teras reaktor dengan geometri teras dan bahan bakar yang berbeda. Untuk memenuhi persyaratan tersebut dalam penelitian ini dilakukan analisis dan optimasi terhadap desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan tujuan meningkatkan faktor utilisasi energi termal (EUF) dan menyatukan spesifikasi thermal-flow teras reaktor. Analisis sistem RGTT200K dan RGTT200KT dilakukan dengan perangkat lunak Cyclepad.
Metode volume kendali tetap satu dimensi digunakan dalam Cyclepad untuk
menyelesaikan persamaan konservasi dalam volume kendali, oleh karena itu
Cyclepad sangat sesuai untuk melakukan desain konseptual sistem siklus
termodinamika. Optimasi dilakukan dengan penyelesaian persamaan aljabar linier
dari model RGTT200K dan RGTT200KT. Dari analisis dan optimasi ini
dihasilkan desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan
spesifikasi thermal-flow teras sama, dan peningkatan EUF dari 63% menjadi
80,14% (untuk RGTT200K) dan dari 63,6% menjadi 78,02% (untuk
RGTT200KT).
3 Kata kunci : RGTT, Reaktor Daya Maju, Sistem Kogenerasi, Produksi
Hidrogen, Desalinasi
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 14 No.1 Pebruari 2012, Hal. 1-14 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/234/222
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78613/file/view
4 THERMAL NEUTRON FLUX MAPPING ON A TARGET CAPSULE AT
RABBIT FACILITY OF RSG-GAS REACTOR FOR USE IN k
0-INAA
Sutisna
Center of Technology for Nuclear Industrial Materials National Nuclear Energy Agency (BATAN)
ABSTRAK
Analisis aktivasi neutron instrumental berbasis metode k0 (k0-AANI) memerlukan ketersediaan data parameter reaktor yang akurat, khususnya data fluks neutron termal yang berinteraksi dengan inti sasaran di dalam kapsul target.
Penelitian ini bertujuan menentukan dan memetakan fluks neutron termal di dalam kapsul dan kanal iradiasi yang berbeda untuk kuantifikasi unsur-unsur menggunakan k0-AANI. Pemetaan fluks neutron termal (fth) pada dua jenis kapsul iradiasi telah dilakukan untuk kanal RS01 dan RS02 di reaktor RSG-GAS.
Fluks neutron termal ditentukan dengan menggunakan paduan Al - 0,1 % Au melalui reaksi nuklir 197Au (n,g) 198Au, sementara pemetaan fluks dilakukan menggunakan statistik R. Fluks neutron termal dihitung menggunakan perangkat lunak k0-IAEA yang disediakan oleh IAEA. Hasil penelitian menunjukkan bawa rata-rata fluk neutron termal adalah (5,6±0,3)×10+13 n.cm -2 .s -1;
(5,6±0,4)×10+13 n.cm -2 .s -1, (5,2± 0,4)×10+13 n.cm -2 .s -1 dan (5,3 ±
0,4)×10+13 n.cm - 2 .s -1 masing-masing untuk lapisan 1, 2, 3 dan 4 pada kapsul
polietilena. Dalam kasus kapsul aluminium, fluk neutron termal adalah lebih
rendah dibandingkan dengan fluk neutron termal pada kapsul polietilena, yaitu
(3,0 ± 0,2) ×10+13 n.cm -2 .s -1; (2,8 ± 0,1)×10+13 n.cm -2 .s -1; (3,2 ±
0,3)×10+13 n.cm -2 .s -1 masing-masing untuk lapisan 1, 2 dan 3. Untuk setiap
lapisan dalam kapsul, distribusi fluks neutron termal adalah tidak seragam dan
tidak ada degradasi fluk dalam arah aksial, baik untuk kapsul polietilena maupun
untuk kapsul aluminium. Peta kontur fluk neutron termal untuk delapan lapisan
pada kapsul polietilena dan enam lapisan pada kapsul aluminium untuk kanal
5 iradiasi RS01 dan RS02, memiliki pola yang sama dengan keragaman yang relatif kecil untuk semua jenis kapsul iradiasi.
Kata kunci : neutron thermal, fluks, kapsul, AAN
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 5 No.1 Februari 2013, Hal. 27-35 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1871/1768
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78626/file/view
6 STUDI DESAIN DOWN SCALE TERAS REAKTOR
DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR – HTR 100 Mwe
Slamet Parmanto
*), Andang Widiharto
*), Yohannes Sardjono
**)*)
Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM Yogyakarta
**)
Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan BATAN
ABSTRAK
Telah dilakukan penelitian terhadap teras reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 100 Mwe berbahan bakar UO
2. Reaktor ini menggunakan moderator grafit dan helium sebagai pendingin. Studi down scale dilakukan tanpa mengubah geometri teras maupun geometri bahan bakar.
Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, moderator dan pendingin serta nilai ekonomis bahan bakar. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain bahan bakar yang bernilai ekonomis dan memiliki fitur keselamatan melekat. Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 2003. Hasil yang diperoleh adalah desain bahan bakar UO
2berbentuk pebble dengan pengkayaan 10% U
235dan 90 ppm racun dapat bakar Gd
2O
3. Nilai faktor multipilkasi effektif k
effpada beginning of life (BOL) adalah 1,01115 dan menjadi 1,00588 setelah 2658 hari operasi reaktor (EOL). Koefisien reaktivitas temperatur total diperoleh sebesar - 3,25900E-05
∆k/k/K saat BOL dan -1,10615E-04 ∆k/k/K saat end of life (EOL). Reaktor ini memenuhi karakteristik keselamatan melekat ditandai dengan nilai koefisien reaktivitas temperatur yang negatif.
Kata kunci : PBMR, desain bahan bakar, faktor multipilkasi effektif, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
7 BATAN
Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 194-200 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1903/1800
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78629/file/view
8 PENGARUH GRID PEJARAK DAN NOZZLE TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIKA PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR AP1000
Muh. Darwis Isnaini
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN
ABSTRAK
Grid pejarak berfungsi secara mekanik untuk menambah kekuatan perangkat bahan bakar nuklir (BBN) dari getaran yang ditimbulkan oleh aliran pendingin yang mengalir melalui celah subkanal di dalam perangkat BBN. Oleh sebab itu perlu dilakukan analisis termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak untuk mengetahui pengaruh dipasangnya grid pejarak pada perangkat BBN. Metodologi yang dilakukan melakukan perhitungan penurunan tekanan teras, fluks massa dan koefisien hantaran kalor pada perangkat BBN tanpa grid pejarak dan variasi jumlah grid. Pada analisis subkanal terpanas (SKP) ditekankan pada perbandingan termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak antara SKP tanpa grid pejarak dan SKP dengan 8/2 grid-nozzle, dengan menggunakan kode COBRA-EN.
Dibandingkan SKP tanpa grid pejarak, maka pemasangan 8/2 grid-nozzle menyebabkan penurunan tekanan teras meningkat 3,74 kali lipat dari 73,99 kPa menjadi 276,88 kPa, fluks massa pendingin dan koefisien hantaran kalor berfluktuasi pada daerah sekitar grid pejarak, menghasilkan proses pengambilan panas oleh pendingin menjadi lebih efektif. Penurunan tekanan yang semakin besar juga akan berakibat pada nilai fluks kalor kritis (CHF) bertambah besar.
Karena daya reaktor tidak berubah, maka fluks kalor cenderung berubah kecuali
pada daerah grid, oleh sebab itu nilai DNBR menjadi bertambah besar yang
berarti marjin keselamatannya juga bertambah besar. Perhitungan untuk SKP
dengan 8/2 grid-nozzle dibandingkan dengan desain diperoleh hasil penurunan
tekanan teras sebesar 276,88 kPa (perbedaan 0,68%), temperatur outlet pendingin
sebesar 325,54oC (perbedaan 0,21%), fluks kalor maksimum sebesar 1635,16
kW/m2 (perbedaan 0,03%) dan MDNBR sebesar 2,48 (lebih besar 14,06% dari
9 batas minimum korelasi W-3). Penambahan 8/2 grid-nozzle memberikan angka keselamatan yang lebih tinggi.
Kata kunci : pengaruh grid pejarak dan nozzle, analisis termohidrolika, AP1000, COBRA-EN
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 5 No.3 Oktober 2013, Hal. 159-170 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1862/1759
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78641/file/view
10 EFFECT OF DUKEM INHIBITOR ON AISI 1010 IN THE SECONDARY
COOLING SYSTEM OF RSG GAS
Rahayu Kusumastuti
1, Sumaryo
2, Sriyono
11
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety, BATAN
2
Center for Science and Advance Material Technology, BATAN
ABSTRAK
Sistem pendingin sekunder RSG GAS merupakan sistem pendingin resirkulasi
terbuka. Komponen pendingin ini mudah berinteraksi dengan udara luar yang
mengandung banyak oksigen sehingga dapat mempercepat proses korosi. Salah
satu cara pengendalian korosi adalah dengan penambahan inhibitor. Inhibitor
dukem merupakan salah satu alternatif inhibitor pengganti yang dapat di gunakan
pada sistem pendingin sekunder. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk
mengetahui konsentrasi penambahan dukem yang optimal ke pendingin sekunder
RSG GAS dan untuk mengetahui fenomena interaksi inhibitor dukem terhadap
material AISI 1010. Analisis kandungan ortophospat sebagai senyawa aktif pada
inhibitor dukem dilakukan dengan FTIR dan spektrofotometer uv-vis. Fenomena
interaksi antara inhibitor dengan material di lakukan dengan analisis FTIR, SEM
dan XRD. Uji korosi dengan potensiostat akan memberikan informasi konsentrasi
optimium inhibitor dukem dan tipe inhibitor yang sebaiknya di gunakan. Dari
hasil analisis FTIR diketahui bahwa kandungan senyawa aktif pada inhibitor
dukem adalah senyawa orto-phospat. Analisis menggunakan spektrofotometer uv-
vis memperoleh kadar ortophospat sebesar 4,2 ppm. Analisis SEM menunjukkan
adanya lapisan inhibitor yang mampu menutupi porositas (spheroid) pada
permukaan AISI 1010. Analisis XRD menunjukkan adanya komposisi produk
korosi oksida FeO(OH) pada permukaan AISI 1010 jika tidak ditambahan
inhibitor. Material AISI 1010 mempunyai ketahanan terhadap korosi yang lebih
baik ketika inhibitor ditambahkan ke dalam pendingin sebesar 150 ppm. Hal ini
terlihat dari penurunan kecepatan laju korosi sebesar 45,20% dari 10,95 mpy
11 menjadi 6,02 mpy. Analisis tafel menunjukkan inhibitor dukem merupakan jenis inhibitor campuran. Secara visual, produk korosi tidak terbentuk pada permukaan AISI 1010 ketika direndam dalam larutan inhibitor sedangkan produk korosi terlihat jelas pada specimen tanpa inhibitor. Dari penelitian ini dapat ditarik kesimpulan bahwa inhibitor dukem dapat digunakan sebagai inhibitor pada sistem pendingin sekunder RSG GAS.
Kata kunci : dukem, inhibitor, korosi, pendingin sekunder, RSG GAS.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 5 No.3 Oktober 2013, Hal. 159-170
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2018.20.2.4471
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/4471/3909
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78651/file/view
12 PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT
BAHAN BAKAR AP1000-EU
Muh. Darwis Isnaini
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN
ABSTRAK
Telah dilakukan suatu pemetaan distribusi suhu dan DNBR minimum pada perangkat bahan bakar AP1000-EU. Untuk meningkatkan kemampuan SDM dalam memahami desain PLTN, diperlukan karakteristik desain yang lengkap.
Dengan latar belakang bahwa, untuk mendapatkan karakteristik termohidrolika
yang lengkap, maka tujuan penelitian ini melakukan pemetaan distribusi distribusi
suhu meat bahan bakar, kelongsong, pendingin dan DNBR minimum serta fluks
panas dari 1/8 perangkat bahan bakar AP1000-EU pada kondisi BOC daya penuh,
xenon setimbang dan batang kendali terangkat dari teras. Dipilihnya objek desain
AP1000-EU ini karena dokumen kontrol desain AP1000 buatan Westinghouse
Amerika Serikat ini sedang dalam proses sertifikasi oleh badan regulasi Inggris
(negara Eropa). Desain AP1000-EU mempunyai daya termal reaktor yang sama
3400 MWt, jumlah perangkat bahan bakar sama 157 buah, tekanan operasi 15,1
MPa. Perangkat bahan bakar AP1000-EU terdiri atas 264 rod bahan bakar dengan
ukuran diameter sebesar 0,95 cm dengan panjang 426,72 cm. Perhitungan
dilakukan dengan code COBRA-EN pada 1/8 perangkat bahan bakar posisi G-9
dengan faktor daya bervariasi dari 1,124 sampai 1,396, dan hasilnya dibuat peta
distribusi. Dari hasil pemetaan menunjukkan bahwa suhu maksimum tengah meat
sebesar 1032,95 oC jauh lebih rendah dibanding batas maksimum desain, dan
DNBR minimum 4,395 jauh lebih besar dibanding batas minimum desain. Hasil
pemetaan distribusi suhu, DNBR dan fluks panas pada kondisi operasi normal,
daya penuh pada awal siklus, cukup untuk menjawab peta distribusi di akhir
siklus bahan bakar.
13 Kata kunci : Pemetaan, distribusi suhu, DNBR, AP1000-EU.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 12 No. 2 Juni 2010, Hal. 105-115 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1894/1791
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78656/file/view
14 VALIDATION OF FULL CORE GEOMETRY MODEL OF THE NODAL3
CODE IN THE PWR TRANSIENT BENCHMARK PROBLEMS
T.M. Sembiring
1, S. Pinem
1, P.H. Liem
21
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety, National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN)
2
Nippon Advanced Information Service (NAIS Co. Inc.)
ABSTRAK
Validasi model geometri teras penuh paket program nodal3 dalam problem benchmark gayut waktu pwr. Paket program kopel neutronik dan termohidrolika (T/H), NODAL3, telah divalidasi dengan beberapa kasus benchmark statis PWR dan kasus benchmark gayut waktu PWR NEACRP. Akan tetapi, paket program NODAL3 belum divalidasi dalam kasus benchmark gayut waktu akibat penarikan sebuah perangkat batang kendali (CR) di tepi teras menggunakan model geometri teras penuh, yaitu kasus C1 dan C2. Dengan penelitian ini, akurasi paket program NODAL3 untuk kasus penarikan sebuah CR atau sekelompok CR yang tidak- simetris dapat divalidasi. Perhitungan paket program NODAL3 dilakukan dengan metode adiabatic (AM) dan improved quasistatic (IQS). Seluruh parameter gayut waktu hasil perhitungan paket program NODAL3 dibandingkan dengan hasil acuan dengan paket program PANTHER. Perbedaan relatif maksimum sebesar 16% terjadi dalam perhitungan parameter waktu daya maksimum dengan metode IQS pada kasus C2, sedangkan perbedaan relatif dengan metode AM adalah 4%.
Seluruh hasil perhitungan dengan paket program NODAL3 menunjukkan tidak adanya perbedaan yang sistematis, berarti modul neutronik dan T/H yang diadopsi di NODAL3 sudah benar. Oleh karena itu, seluruh perhitungan dengan paket program NODAL3 sangat sesuai dengan hasil acuan.
Kata kunci : metode nodal, paket program kopel neutonik dan termo-
hidrolika, kasus gayut-waktu, tertariknya batang kendali.
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. 141-148
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.3.2322
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2322/2160
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78660/file/view
16 DESIGN ANALYSIS ON OPERATING PARAMETER OF OUTLET TEMPERATURE AND VOID FRACTION IN RDE STEAM GENERATOR
Sukmanto Dibyo, Ign. Djoko Irianto
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety BATAN
ABSTRAK
Analisis desain parameter operasi untuk temperatur keluaran dan fraksi uap pada pembangkit uap RDE. Reaktor daya HTGR adalah salah satu tipe reaktor generasi lanjut. HTGR saat ini merupakan desain reaktor yang dipertimbangkan untuk pembangkit listrik unggulan dimasa mendatang. Pembangkit uap merupakan salah satu komponen utama pada HTGR begitu pula pada RDE. Di dalam pembangkit uap, panas dari gas helium temperatur tinggi pada sisi shell di transfer ke air pada sisi tube pembangkit uap untuk menghasilkan uap lewat jenuh. Tujuan analisis ini adalah mendesain parameter operasi terhadap temperatur keluaran dan fraksi uap berdasarkan variasi laju alir massa air umpan dan temperatur masuk pada RDE.
Dalam analisis digunakan program ChemCAD, temperatur gas helium masuk dan keluar ditentukan sebagai kondisi batas. Hasil menunjukkan bahwa dengan menggunakan laju alir massa 4,3 kg/detik - 4,8 kg/detik dan temperatur masukan air umpan dari 110 o C -160 o C dapat diperoleh uap lewat jenuh (fraksi uap= 1,0) pada temperatur keluaran dalam rentang 275,5 o C - 600 o C. Analisis ini berguna untuk memberikan kajian desain RDE 10 MW khususnya parameter operasi sistem pembangkit uap.
Kata kunci : temperatur keluaran, fraksi uap, uap lewat jenuh, pembangkit uap RDE
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 19 No. 1 Pebruari 2017, Hal. 33-40
17 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.1.3228
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3228/2929
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78665/file/view
18 DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN
JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC
Sungkowo Wahyu Santoso
1), Andang Widiharto
1), Yohannes Sardjono
2)1)
Jurusan Teknik Fisika Fakultas Teknik - Universitas Gadjah Mada
2)
Pusat Sains dan Teknologi Akselerator – BATAN
ABSTRAK
Analisis desain down scale teras dan bahan bakar PBMR-HTR dengan menggunakan program SRAC bertujuan mengetahui pengaruh variasi pengayaan U235, burnable poison, laju aliran pendingin dan suhu pendingin masuk terhadap kekritisan teras serta aspek-aspek keselamatan reaktor nuklir dengan parameter nilai keff dan koefisien reaktivitas suhu bahan bakar, moderator dan pendingin.
Teras PBMR-HTR berbentuk silinder finite dengan lubang ditengahnya yang berisi 334.000 bahan bakar pebble bed. Bahan bakar berupa UO2, moderator grafit dan pendingin helium. Model desain down scale dilakukan pada ½ teras yang mewakili keseluruhan teras. Penelitian dilakukan dengan memvariasikan pengayaan bahan bakar sebesar 8%, 8,5%, 9%, 9,5% dan 10% sementara variasi konsentrasi burnable poison sebesar 5 ppm, 7 ppm, 9 ppm, 11 ppm, dan 15 ppm.
Variasi laju aliran pendingin sebesar 60%, 80%, 100%, 120%, dan 140%
sementara variasi suhu masukan pendingin sebesar 673,15K;
723,15K;773,15K;823,15K dan 873,15K. Pada penelitian ini keff pada BOL tanpa
Gd2O3 sebesar 1.026213 dan EOL sebesar 0.995865 dengan excess reactivity
sebesar 2,5 % dengan pengkayaan U235 9%. Sementara keff pada BOL dengan
menggunakan Gd2O3 sebesar 1.0069680 dan EOL sebesar 0.9961928 dengan
excess reactivity sebesar 0.69 % dengan konsentrasi Gd2O3 7 ppm. Koefisien
reaktivitas suhu bahan bakar,moderator dan pendingin berturut-turut sebesar -
9,074583E-05 /K, -2,971833E-05 /K dan 1,120700E05 /K. Koefisien reaktivitas
bernilai negatif menunjukkan karakteristik keselamatan melekat (inhernt safety)
19 telah terpenuhi. Peningkatan suhu masukan dan penurunan laju aliran pendingin berkontribusi menurunkan nilai keff teras sehingga koefisien reaktivitas bernilai negatif.
Kata kunci : PBMR-HTR, kritikalitas, reaktivitas, down Scale, burnable poison
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 16 No.2 Juni 2014, Hal. 109-120 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1853/1750
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78672/file/view
20 SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE
ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR
Susyadi
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety – PTKRN BATAN
ABSTRAK
Simulasi kecelakaan penurunan temperatur air umpan di reactor nuscale. Studi tentang perilaku termalhidrolik reaktor NuScale saat terjadi kerusakan sistem sekunder yang menyebabkan penurunan suhu air umpan telah dilakukan dengan menggunakan kode RELAP5. Penelitian ini penting untuk menyelidiki kinerja disain dan sistem keselamatan reaktor dalam menghadapi kecelakaan. Metoda yang digunakan melibatkan simulasi transien reaktor melalui pemodelan dan kalkulasi numerik dengan RELAP5 yang meliputi sistem primer dan sekunder serta sistem pembuangan panas peluruhan (DHRS). Investigasi berfokus pada aliran dan karakteristik perpindahan panas yang terjadi selama transien. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pada awalnya, terjadi peningkatan daya teras hingga mencapai titik seting pemadaman (trip) 200 MW, sebagai akibat dari umpan balik reaktivitas positif dari pendinginan fluida sistem primar dan respon otomatis penaikan batang kendali. Sementara itu, suhu keluaran teras meningkat menjadi 600 K serta laju aliran sirkulasi sistem primer meningkat menjadi 556 kg/s. Setelah itu, reaktor padam dimana daya menurun tajam dan diikuti pembukaan katup DHRS dan penutupan katup pada jalur uap dan air umpan.
Simulasi ini menunjukkan bahwa, DHRS mampu membuang panas ke kolam reaktor, dimana suhu serta tekanan sistem primer menurun. Reaktor tetap dalam keadaan shutdown aman sesudahnya.
Kata kunci : NuScale, RELAP5, air umpan, panas peluruhan, simulasi Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
21 BATAN
Volume : Vol. 20 No. 3 Oktober 2018, Hal. 133-142
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2018.20.3.4657
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/4657/4234
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78677/file/view
22 RELAP5 SIMULATION FOR SEVERE ACCIDENT ANALYSIS
OF RSG-GAS REACTOR
Andi Sofrany Ekariansyah, Endiah P. Hastuti, Sudarmono Center for Nuclear Reactor Technology and Safety-BATAN
ABSTRAK
Simulasi relap5 untuk analisis kecelakaan parah pada reaktor RSG-GAS. Reaktor riset di dunia diketahui lebih aman dari pada reaktor daya karena desainnya yang lebih sederhana pada teras dan karakteristika operasinya. Namun demikian, potensi bahaya reaktor riset terhadap publik dan lingkungan tidak bisa diabaikan karena beberapa fitur tertentu. Oleh karena itu, level keselamatan reaktor riset harus jelas ditunjukkan dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) dalam bentuk analisis keselamatan yang dilakukan dengan berbagai macam pendekatan dan metode dan didukung dengan alat komputasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mensimulasikan beberapa kecelakaan parah pada reaktor RSG-GAS yang dapat menyebabkan kerusakan bahan bakar untuk memperkuat hasil analisis kecelakaan parah yang sudah ada dalam LAK. Simulation dilakukan dengan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4 yang memiliki kemampuan untuk memodelkan elemen bahan bakar tipe pelat di RSG-GAS. Tiga kejadian telah disimulasikan yaitu hilangnya aliran primer dan sekunder dengan kegagalan reaktor untuk dipadamkan, tersumbatnya beberapa kanal pendingin bahan bakar pada daya penuh, dan hilangnya aliran primer dan sekunder yang diikuti dengan tersumbatnya beberapa kanal pendingin bahan bakar setelah reaktor padam.
Kejadian pertama akan membahayakan pelat bahan bakar dengan naiknya temperatur kelongsong hingga titik lelehnya yaitu 590 °C. Tersumbatnya satu atau beberapa kanal pada satu elemen bahan bakar menyebabkan konsekuensi yang berbeda pada pelat bahan bakar, dimana paling sedikit tersumbatnya 2 kanal akan merusak satu pelat bahan bakar, apalagi tersumbatnya satu elemen bahan bakar.
Kombinasi antara hilangnya aliran pendingin primer dan sekunder yang diikuti
23 dengan tersumbatnya satu kanal bahan bakar setelah reaktor dipadamkan menyebabkan naiknya temperatur kelongsong di bawah titik lelehnya yang berarti sirkulasi alam yang terbentuk dan daya yang terus turun cukup untuk mendinginkan elemen bahan bakar.
Kata kunci : kehilangan aliran, penyumbatan, pelat bahan bakar, RSG-GAS, RELAP5
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 20 No. 1 Pebruari 2018, Hal. 23-34
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2018.20.1.4040
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/4040/3544
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78682/file/view
24 PEROLEHAN SUHU AIR PENDINGIN PRIMER
REAKTOR TRIGA 2000 KETIKA PENAMBAHAN CEROBONG DAN PELAT PENUKAR PANAS
Reinaldy Naza
Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri – BATAN
ABSTRAK
Kesinambungan operasi reaktor TRIGA 2000 di antaranya ditentukan oleh suhu
bahan bakar dan suhu air pendingin primer. Sebagai contoh pengoperasian reaktor
TRIGA 2000 saat ini sulit mencapai daya 2000 kW, karena suhu di pusat elemen
bahan bakar di dalam teras reaktor mencapai 675 oC, suhu pendingin primer yang
masuk ke teras reaktor mencapai 41,3 oC, suhu pendingin primer yang ke luar
dari tangki reaktor mencapai 48,2 oC. Tingginya suhu elemen bahan bakar dan
suhu pendingin primer di dalam teras telah meningkatkan pendidihan dan
menambah pembentukan gelembung uap di dalam teras reaktor, sehingga
menurunkan moderasi neutron oleh pendingin primer di dalam teras dan reaktor
tidak mampu mencapai daya 2000 KW. Beberapa kegiatan yang dapat dilakukan
untuk menurunkan suhu bahan bakar dan air pendingin primer di dalam teras
reaktor TRIGA 2000, di antaranya dengan menempatkan cerobong di atas teras
reaktor dan menambah pelat penukar panas. Mengingat studi kasus ini tidak
memungkinkan untuk dilakukan secara eksperimen, maka analisis dilakukan
melalui kajian teoritik menggunakan program komputer CFD. Berdasarkan hasil
kajian yang telah dilakukan diketahui bahwa dengan menambah tinggi cerobong
menjadi 2 m, pelat penukar panas menjadi 384 lembar, laju alir pendingin primer
950 gpm, dan laju alir pendingin sekunder menjadi 1200 gpm, mampu
menurunkan suhu pendingin primer yang ke luar dari penukar panas atau suhu
pendingin primer yang masuk ke teras reaktor menjadi 30,48 oC. Jika kondisi ini
digunakan tentunya akan menurunkan suhu maksimum kelongsong bahan bakar,
dan suhu pendingin primer di dalam teras, sehingga akan mengurangi pendidihan
25 di dalam teras reaktor, meskipun hal ini akan menaikkan konsentrasi N-16 di permukaan tangki reaktor menjadi 49,41%.
Kata kunci : cerobong, pelat penukar panas, suhu bahan bakar, suhu pendingin primer.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 13 No.3 Oktober 2011, Hal. 161-172 Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1885/1782
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78687/file/view
26 ANALISIS DESAIN PROSES SISTEM PENDINGIN PADA REAKTOR
RISET INOVATIF 50 MW
Sukmanto Dibyo, Endiah P.H, Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN
ABSTRAK
Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan jenis MTR (Material Testing Reactor) yang dipersiapkan ke depan sebagai desain reaktor baru. Daya RRI telah ditetapkan dari perhitungan neutronik dan termohidrolika teras yaitu 50 MW termal. Reaktor bertekanan 8 kgf/cm2 dan laju aliran massa pendingin primer 900 kg/s. Tantangan yang penting dalam menindak lanjuti desain reaktor ini adalah analisis desain pada sistem pendingin. Makalah ini bertujuan untuk menganalisis desain proses sistem pendingin utama reaktor RRI daya 50 MW (RRI-50) dengan menggunakan program ChemCAD 6.1.4. Dalam analisis ini dilakukan perhitungan neraca massa dan energi (mass/energy balances) pada sistem pendingin primer dan sekunder sebagai pendingin utama. Masing-masing sistem pendingin tersebut terdiri dari 2 jalur beroperasi secara paralel dan 1 jalur redundansi. Disamping itu untuk desain termal unit komponen telah dianalisis dengan program RELAP5, FrenchCreek dan Metoda Analitik. Hasil analisis yang diperoleh adalah desain diagram sistem pendingin yang mencakup data parameter entalpi, temperatur, tekanan dan laju aliran massa pendingin untuk masing-masing jalur. Adapun hasil desain unit komponen utama pada RRI-50 adalah tangki tunda dengan volume 51,5 m3 , 2 unit pompa sentrifugal dan 1 unit pompa cadangan pada pendingin primer daya 141 kW/pompa dan pendingin sekunder daya 206 kW/pompa, 2 unit penukar panas tipe shell-tube dengan koefisien termal overall 1377 W/m2.oC dan 4 unit menara pendingin yang mampu melepaskan panas ke udara dengan desain temperatur approach 5,0 oC dan temperatur range 9,0 oC.
Desain sistem pendingin reaktor RRI-50 ini telah menetapkan parameter operasi
sistem pendingin yaitu temperatur, tekanan dan laju aliran massa pendingin
27 dengan mempertimbangkan tuntutan aspek keselamatan teras reaktor sehingga desain temperatur maksimum pendingin masuk ke teras 44,5 oC.
Kata kunci : RRI 50 MW, desain sistem pendingin, program ChemCAD 6.1.4
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 17 No.1 Februari 2015, Hal. 19-30
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.1.2235
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2235/2093
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78691/file/view
28 FUEL BURN-UP DISTRIBUTION AND
TRANSURANIC NUCLIDE CONTENTS PRODUCED AT THE FIRST CYCLE OPERATION OF AP1000
Jati Susilo, Jupiter Sitorus Pane
Center for Nuclear Reactor Technology And Safety
ABSTRAK
Reaktor AP1000 didesain dengan daya nominal 1154 MWe (3415 MWth), mampu beroperasi selama umur reaktor sekitar 60 tahun dan memiliki panjang tiap siklus sekitar 18 bulan. Pada siklus operasi pertama, teras AP1000 menggunakan tiga jenis pengkayaan bahan bakar UO2 yaitu 2,35 w/o, 3,40 w/o dan 4,450 w/o. Penyerap neutron ZrB2, Pyrex dan larutan Boron digunakan sebagai kompensasi reaktivitas lebih pada awal siklus. Di dalam teras reaktor, bahan bakar U-235 mengalami pembakaran melalui reaksi fisi yang akan menghasilkan energi, produk fisi dan neutron baru. Karena adanya reaksi serapan neutron oleh U-238 maka reaktor juga menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi berupa nuklida transuranium yang mempunyai waktu paruh sangat panjang seperti Np, Pu, Am, dan Cm. Dalam penelitian ini dilakukan analisis hasil perhitungan distribusi burn-up bahan bakar dan kandungan nuklida transuranium yang dihasilkan oleh teras AP1000 saat akhir siklus operasi pertama. Perhitungan model geometri 2 dimensi teras AP1000 bentuk ¼ bagian dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul COREBN/HIST. Sedangkan input data berupa tabel tampang lintang makroskopik diperoleh dari perhitungan dengan modul PIJ. Hasil prhitungan menunjukkan bahwa burn-up perangkat bahan bakar (Fuel Assembly, FA) tertinggi adalah sebesar 27,04 GWD/MTU dan ini masih jauh lebih rendah dari batas maksimum burn-up yang diijinkan yaitu 62 GWd/MTU. Posisi pemuatan perangkat bahan bakar di bagian tengah teras akan menghasilkan burn- up dan nuklida transuranium yang lebih besar dibandingkan dengan ditepi teras.
Penggunaan bahan bakar Integrated Fuel Burnable Absorber hanya sedikit
29 berpengaruh terhadap penurunan burn-up dan nuklida transuranium yang dihasilkan.
Kata kunci : Fuel burn-up, kandungan nuklida transuranium, AP1000, siklus operasi pertama, SRAC2006
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN
Volume : Vol. 18 No. 2 Juni 2016, Hal. 101-111
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2665
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2665/2631
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78694/file/view
30 DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR
REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE
Ralind Re Marla
1), Yohannes Sardjono
2), Supardi
1)1)
Jurusan Fisika Fakultas MIPA Universitas Negeri Yogyakarta
2)
