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 DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30

BERPENDINGIN HELIUM

Sri Sudadiyo, Jupiter Sitorus Pane

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Desain awal turbin uap tipe aksial untuk konsep RGTT30 berpendingin helium.

Konsep reaktor daya nuklir yang dikembangkan merupakan jenis reaktor berpendingin gas dengan temperatur tinggi (RGTT). Gas yang digunakan untuk mendinginkan teras RGTT adalah helium. Konsep RGTT ini dapat menghasilkan daya termal 30 MWth sehingga dinamakan RGTT30. Temperatur helium mampu mencapai 700 °C ketika keluar dari teras RGTT30 dan digunakan untuk memanaskan air di dalam steam generator hingga mencapai temperatur 435 °C.

Steam generator dihubungkan dengan turbin uap yang dikopel dengan generator listrik untuk membangkitkan daya 7,27 MWe. Uap yang keluar dari turbin dilewatkan kondensor untuk mencairkan uap menjadi air. Rangkaian komponen dari steam generator, turbin, dan kondensor dinamakan sistem turbin uap. Turbin terdiri dari sudu-sudu yang dimaksudkan untuk mengubah tenaga uap kedalam tenaga mekanis berupa putaran. Efisiensi turbin merupakan parameter yang harus diperhatikan dalam sistem turbin uap ini. Tujuan dari makalah ini adalah untuk mengusulkan sudu tipe aksial dan untuk menganalisa perbaikan efisiensi turbin.

Metode yang digunakan yaitu aplikasi prinsip termodinamika yang berhubungan dengan konservasi energi dan massa. Perangkat lunak Cycle-Tempo dipakai untuk mendapatkan parameter termodinamika dan untuk mensimulasikan sistem turbin uap berbasis RGTT30. Pertama, dibuat skenario dalam simulasi sistem turbin uap untuk mengetahui efisiensi dan laju aliran massa uap yang diperoleh nilai optimal 87,52 % dan 8,759 kg/s pada putaran 3000 rpm. Kemudian, turbin uap diberi sudu tipe aksial dengan diameter tip 1580 mm dan panjang 150 mm. Hasil yang diperoleh adalah nilai efisiensi turbin uap naik menjadi 88,3 % pada putaran

(3)

3 konstan (3000 rpm). Penambahan nilai efisiensi turbin sebesar 0,78 % menunjukkan peningkatan kinerja RGTT30 secara keseluruhan.

Kata kunci : tipe aksial, turbin uap, RGTT30

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. 65-74

Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2319 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2319/2628 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view

(4)

4 EFEK PERUBAHAN SUDUT KEMIRINGAN TERHADAP

PERPINDAHAN KALOR DAN LAJU ALIRAN AIR PADA UNTAI SIRKULASI ALAMIAH

Yogi Sirodz Gaos, Mulya Juarsa, Edi Marzuki, Januar Akbar Engineering and Devices for Energy Conversion (EDfEC) Research Group

Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor

ABSTRAK

Efek perubahan sudut kemiringan terhadap perpindahan kalor dan laju aliran air pada untai sirkulasi alamiah. Pelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah (USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air). Komponen USSA FT02 terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o , 45o dan 90o . Temperatur outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5%

dan 55,7%.

(5)

5 Kata kunci : sirkulasi alamiah, sudut, perpindahan kalor, rugi, aliran, pasif.

Volume : Vol. 14 No.1 Pebruari 2012, Hal. 39-53 Doi/Link :

http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/237/225

https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view

(6)

6 PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF

MENGGUNAKAN RELAP5

Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

ABSTRAK

Pemodelan sistem pendinginan sungkup secara pasif menggunakan RELAP5.

Semua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif (Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5.

Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat menunjukkan fenomena perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5 terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan

(7)

7 sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi PCS.

Kata kunci : pemodelan, sungkup, AP1000, pasif

Volume : Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 137-145 Doi/Link :

http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1874/1771 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view

(8)

8 KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX

Pande Made Udiyani

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

ABSTRAK

Karakterisasi radionuklida pada tiap sub-sistem keselamatan reaktor daya dengan berbahan bakar mox. Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub- sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident) untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.

Kata kunci : karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX

(9)

9 Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 111-122

Doi/Link :

(10)

10 EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER

KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI

Rokhmadi, Tukiran

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, PTRKN-BATAN

ABSTRAK

Efek densitas bahan bakar terhadap parameter koefisien reaktivitas teras RRI.

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna (MPR) dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia usianya sudah tua semuanya. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif, disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada.

Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain RRI sebagai salah satu persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh nilai koefisien reaktivitas teras RRI dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal dengan konfigurasi teras 5×5 dan daya 20 MW, memiliki panjang operasi satu siklus lebih dari 40 hari. Perhitungan koefisien reaktivitas teras RRI dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi.

Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL.

Hasil pehitungan digunakan untuk melengkapi data desain konseptual teras yang menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat muat 235U sebesar 450 g, 550 g dan 700 g memiliki nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, temperatur moderator, densitas moderator dan void semuanya negatif dan nilainya sangat bervariasi. Hal ini sudah memenuhi kriteria keselamatan desain konseptual teras RRI.

Kata kunci : desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum, koefisien reaktivitas, WIMS, BATANFUE

(11)

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

Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN

Volume : Vol. 5 No.2 Juni 2013, Hal. 77-89 Doi/Link :

(12)

12 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK

REAKTOR RSG-GAS

Iman Kuntoro¹⁾, Surian Pinem²⁾, Tagor Malem Sembiring²⁾

1Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir, BATAN

2Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Analisis parameter kinetik dan transien teras kompak reaktor RSG-GAS. Dalam rangka meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar reaktor RSG-GAS telah dilakukan studi penentuan teras kompak. Hasil perhitungan parameter neutronik menunjukkan bahwa teras kompak dengan menutup empat fasilitas iradiasi (IP) dengan elemen bakar dapat meningkatkan siklus operasi 23,6 %. Selanjutnya perlu dilakukan penentuan parameter kinetik dan analisis transien teras kompak untuk mengetahui keselamatan operasi reaktor. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program WIMS/D4 untuk generasi konstanta difusi sel elemen bakar dan MTRDYN untuk menentukan parameter kinetik dan analisis transien.

Hasil perhitungan menunjukkan bahwa harga fraksi neutron kasip total teras kompak naik 2 % dan umur neutron serempak turun 8,3 % dibandingkan dengan teras setimbang. Temperatur maksimum bahan bakar saat transien pada daya awal 1 W adalah 71,64 0C dan pada daya 1 MW adalah 129,60 0.

Kata kunci : parameter kinetik, transien, reaktor C. Hasil ini menunjukkan bahwa teras kompak RSG-GAS aman digunakan sebagai teras alternatif.

Volume : Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74 Doi/Link :

(13)

13 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1897/1794

https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78255/file/view

(14)

14 PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP

PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-Mwe

Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dampak radiologi kecelakaan pwr 1000-mwe. Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor. Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang.

Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan akan meningkatkan ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan.

(15)

15 Kata kunci : dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe, probabilistik,

atmosferik, PC-Cosyma

Volume : Vol. 17 No.3 Oktober 2015, Hal. 149-158 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.3.2326 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2326/2163 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78260/file/view

(16)

16 PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING

RELAP5/SCDAP CODE

Anhar R. Antariksawan, Surip Widodo, Hendro Tjahjono Center for Nuclear Reactor Safety and Technology, BATAN

ABSTRAK

Studi parametrik loca di TRIGA-2000 menggunakan RELAP5/SCDAP.

Kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) harus dianalisis untuk menjamin keselamatan suatu reaktor riset. Analisis LOCA dapat dilakukan menggunakan perhitungan best-estimate seperti RELAP5. Penelitian ini menekankan pada analisis LOCA di TRIGA-2000 akibat pecahnya pipa dan tabung berkas. Tujuan penelitian adalah memahami efek ukuran kebocoran dan waktu aktuasi sistem pendingin teras darurat (ECCS) pada sekuensi kejadian dan mengkaji keselamatan reaktor. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan RELAP/

SCDAPSIM. Tiga ukuran kebocoran dan waktu aktuasi ECCS berbeda dipilih sebagai parameter dalam studi ini. Hasil perhitungan mengonfirmasi bahwa semakin besar ukuran kebocoran, semakin cepat pengosongan tangki reaktor.

Lubang siphon breaker dapat mencegah air terkuras dalam hal kebocoran pada pipa. Sedang dalam hal kebocoran pada beam tube, ECCS mampu memperlambat kenaikan temperatur bahan bakar. Dari studi ini dapat disimpulkan bahwa keselamatan reaktor dapat terjaga pada kejadian LOCA, namun pendinginan jangka panjang perlu dipertimbangkan untuk menjaga integritas bahan bakar.

Kata kunci : analisis keselamatan, LOCA, TRIGA, RELAP5

(17)

17 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.2.3279

(18)

18 KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON

KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY

Julwan Hendry Purba, D.T. Sony Tjahyani

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN

ABSTRAK

Kuantifikasi ketidakpastian pada analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy. Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan.

Penggunaan data generik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas.

Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian.

Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.

(19)

19 Kata kunci : analisis pohon kegagalan, analisis ketidak pastian, probabilitas

fuzzy, hukum kombinasi fuzzy

Volume : Vol. 16 No.1 Februari 2014, Hal. 21-30 Doi/Link :

(20)

20 PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4 : TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON ELASTIK DAN

INELASTIK PADA REAKSI 94ZR(N,N)

Syafarudin

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

Perhitungan model DWBA dengan kod DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr (n,n). Perhitungan tampang lintang reaksi tumbukan neutron dengan target nuklida 94Zr telah dilakukan menggunakan model hampiran Born – gelombang Tererot DWBA dan kod DWUCK-4. Parameter potensial model optik OMP (optical model potential) yang digunakan adalah menurut versi Becchetti-Greenlees, Rapaport dan Walter-Guss.

Dari perhitungan diperoleh spektrum tampang lintang total dengan rentang energi tumbuk 1~35 MeV, dan spektrum tampang lintang distribusi energi pada level energi tumbuk 15 MeV. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa ketiga OMP memberikan rekomendasi tampang lintang yang senada baik untuk kurva reaksi elastik (n,n) maupun inelastik (n,n’). Dari perhitungan spektrum tampang lintang distribusi energi diketahui bahwa kesemua versi OMP memberikan harga tampang lintang maksimum reaksi 94Zr(n,n), En = 15 MeV pada kisaran energi hambur yang sama, yaitu 7~8 MeV.

Kata kunci : perhitungan tampang lintang reaksi nuklir, DWBA, OMP, tumbukan neutron, hamburan neutron

Volume : Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 27-39

(21)

21 Doi/Link :

(22)

22 STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP

DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL

Susyadi, Hendro Tjahjono, Sukmanto Dibyo, Jupiter S. Pane Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN

ABSTRAK

Studi karakteristik pembentukan uap dalam pembangkit uap helikal pada reaktor modular daya kecil. Reaktor modular daya kecil (SMR) sangat cocok untuk dibangun Indonesia, terutama pada lokasi-lokasi dengan kapasitas jaringan listrik yang rendah sehingga investigasi lebih jauh tentang reaktor ini sangat diperlukan.

Umumnya SMR memiliki bentuk pembangkit uap yang kompak dan terintegrasi di dalam bejana tekan. Disain tersebut menyebabkan perbedaan pendekatan dalam memproduksi uap dibandingkan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan pembangkit uap tabung-u terbalik. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui karakteristik uap dan pola pembentukkannya di dalam pembangkit uap tipe helikal yang banyak digunakan oleh SMR. Metoda yang dipakai adalah dengan melakukan pemodelan dan perhitungan numerik menggunakan program RELAP5. Dalam pemodelan, aliran air umpan bertekanan dan temperatur rendah dimasukkan ke dalam tabung helikal sementara aliran fluida bertekanan dan temperatur tinggi, yang mewakili pendingin sistem primer reaktor, berada di sisi luar tabung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa uap yang dihasilkan oleh pembangkit uap helikal bersifat lewat jenuh yakni sekitar 25 K di atas titik jenuhnya. Hal ini memberikan keunggulan komparatif dari segi disain dan operasional pada SMR dibanding reaktor konvensional karena uap lewat jenuh yang dihasilkan dapat mengurangi kerugian turbin dan sekaligus meningkatkan efisiensi termodinamika.

(23)

23 Kata kunci : pembangkit uap helikal, SMR, PWR, uap lewat jenuh,

RELAP5

Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.2.2276 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2276/2125 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78289/file/view

(24)

24 FACTORS INFLUENCING HUMAN RELIABILITY OF HIGH

TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR OPERATION

Sigit Santoso

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety (PTKRN) – BATAN

ABSTRAK

Peran dan tindakan operator pada reaktor berpendingin gas akan berbeda dengan peran operator pada operasi tipe reaktor lain. Analisis unjuk kerja operator dan faktor yang berpengaruh dapat dilakukan secara komprehensif melalui analisis keandalan manusia (HRA). Melalui HRA dampak dari kesalahan manusia pada sistem maupun cara untuk mengurangi dampak dan frekuensi kesalahan dapat diketahui. Makalah membahas faktor yang berpengaruh pada tindakan operator, yaitu pada kejadian kecelakaan pendingin reaktor gas bersuhu tinggi-HTGR.

Analisis untuk kualifikasi faktor pembentuk kinerja (PSF) dilakukan berdasarkan kurva keandalan fungsi waktu, dan metode keandalan manusia yang dikembangkan berdasar pada aspek kognitif yaitu Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM). Hasil analisis berdasar kurva keandalan fungsi waktu menunjukkan komponen waktu berkontribusi positif pada peningkatan keandalan operator (PSF<1) pada kondisi semua fitur keselamatan berfungsi sesuai rancangan. Sedangkan pada metoda analisis dengan pendekatan kognitif CREAM diketahui selain faktor ketersediaan waktu, faktor pelatihan dan rancangan HMI juga berkontribusi meningkatkan keandalan operator. Faktor pembentuk kinerja keseluruhan diketahui sebesar 0,25 dengan faktor kontribusi positif dominan atau berpengaruh pada penurunan kesalahan manusia adalah ketersediaan waktu (PSF=0,01), dan faktor kontribusi negatif dominan adalah prosedur dan siklus kerja (PSF=5). Nilai PSF tersebut sebagai faktor pengali dalam perhitungan probabilitas kesalahan manusia. Analisis faktor pembentuk kinerja perlu dikembangkan pada skenario kejadian lain untuk selanjutnya digunakan untuk

(25)

25 perhitungan dan analisis keandalan manusia yang komprehensif dan perancangan sistem interaksi manusia mesin di ruang kendali.

Kata kunci : PSF, HTGR, operator, ruang kendali, keandalan manusia Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

Volume : Vol. 18 No. 3 Oktober 2016, Hal. 135-144 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.3.3017 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3017/2730 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78289/file/view

(26)

26 DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI), ESTIMASI DAN

ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA

Setiyanto

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN

ABSTRAK

Desain teras Reaktor Riset Inovatif (RRI). estimasi dan analisis distribusi panas gamma. Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi reflektor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah.

Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis iradiasi.

Kata kunci : panas gamma, reaktor nuklir, reaktor riset, keselamatan reaktor.

(27)

Volume : Vol. 16 No.3 Oktober 2014, Hal. 160-168 Doi/Link :

(28)

28 NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED

CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION

Susyadi, Hendro Tjahjono, D.T. Sony Tjahyani

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety – PTKRN BATAN

ABSTRAK

Studi numerik proses kondensasi pada sistem pengungkung terendam untuk SMR saat depresurisasi tak terkendali. Sejumlah desain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya.

Masing-masing reaktor tersebut memiliki inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem pengungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini. Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya.

Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui.

Selain itu, desain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 0 C, pemindahan panas dari pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.

Kata kunci : pengungkung, kondensasi, RELAP5, NuScale, depresurisasi

(29)

Volume : Vol. 19 No. 3 Oktober 2017, Hal. 149-158 Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.3.3680 http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3680/3243 https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78306/file/view

(30)

30 ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe

MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP

Amir Hamzah

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN

ABSTRAK

Analisis laju dosis neutron reaktor PLTN PWR 1000 mwe menggunakan program MCNP. Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 MWe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30%

dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan.

Kata kunci : PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP.

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

(31)

31 BATAN

Volume : Vol. 14 No.2 Juni 2012, Hal. 65-75 Doi/Link :