Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0.61
P-Index
This Author published in this journals
All Journal SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega
Lily Suparlina
PTKRN-BATAN
Computer Science & IT Energy Materials Science & Nanotechnology

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

 1 
ANALISIS MANAJEMEN BAHAN BAKAR DESAIN TERAS KONVERSI TRIGA 2000 Lily Suparlina; Tukiran Surbakti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 25, No 1 (2021): Mei 2021
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2021.25.1.6313

Abstract

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna  dengan teras kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah.  Reaktor riset di Indonesia realtif sudah tua.   Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternative atau modefikasi desain, kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada.  Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain teras TRIGA Bandung sebagai salah satu parameter yang penting dan dibutuhkan untuk menyusun LAK serta persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memahamipola operasi dan majmeen mahan bakar reaktor TRIGA Bandung dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal terdiri dari 16 bahan bakar dan 4 batang kendali dengan grid teras 5x5 dan daya 2 MW. Perhitungan manajemen bahan bakar desain teras TRIGA Bandung dilakukan untuk bahan bakar U3Si2-Al dengan kerapatan 2,96 gU/cc.  Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL.  Hasil pehitungan menunjukankan bahwa dengan polaoperasi satu dan dua parameter operasi tidakada yang dilampaui. Namun hal ini tidak  dapat digunakan untuk menambah peningkatan fraksibakar. Dalam hal ini tidak ditemukan peningkatan fraksi bakar yang signifikan dengan hanya merubah konfigurasi teras, hanya bisa memperpanjang siklus operasi.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-silisida, manajemen bahan bakar, WIMSD-5B, BATAN-FUEL
ANALISIS DEPLESI PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR CANDU Lily Suparlina; Tukiran Surbakti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 24, No 2 (2020): November 2020
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2020.24.2.6060

Abstract

Analisis deplesi perangkat bahan bakar CANDU dengan pellet UO2 alam telah dilakukan menggunakan paket program komputer sebelum dilakukan iradiasi di dalam teras. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi perangkat bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron. Perhitungan deplesi dilakukan  dengan paket program WIMSD-5B dalam bentuk geometri 1 dimensi. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa semakin lama waktu iradiasi akan menghasilkan deplesi semakin besar dengan daya termal yang tetap. Semakin tinggi deplesi bahan bakar maka fluks neutron di dalam teras meningkat pada daya tetap. Batas maksimal waktu iradiasi perangkat  bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 834,6 hari dengan daya 12,94 MW/Te. Selama iradiasi, nilai komposisi isotop hasil fisi meningkat sehingga dibatasi hingga 10.800 MWD/Te.Kata kunci: CANDU, fluks neutron, daya termal,  bahan bakar, deplesi
ANALYSES OF NEUTRON ABSORBER MATERIALS ON THE SAFETY PARAMETERS IN THE RSG-GAS REACTOR Lily Suparlina; Tukiran Surbakti; Surian Pinem; Purwadi Purwadi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 23, No 2 (2021): June 2021
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/tdm.2021.23.2.6278

Abstract

Shutdown system in RSG-GAS reactor is using neutron absorber. There are 3 kinds of absorber material in research reactors including Ag-In-Cd alloy, B4C, and Hf. In this works, analyses of different neutron absorbers on the main safety core parameters in the RSG-GAS research reactor are selected for analyses. Their integral effects on the main neutronic core parameters important to safety issues are investigated. These parameters are core excess reactivity, shutdown margin, total reactivity worth of control rods, PPF and neutron flux . The RSG-GAS core silicide fuel is selected as the case study to verify calculations. A three-dimensional, four-group diffusion model is selected for core calculations. The well-known WIMSD-5B and Batan-3DIFF reactor codes are used to carry out these calculations. It is found that the largest shutdown margin is gained using the B4C; also the lowest PPF is gained using the Hf material. The maximum point power densities belong to the inside fuel regions surrounding the CIP (centre irradiation position), surrounded by control fuel elements, and the peripheral fuel elements beside the berrylium reflector. The greatest and least fluctuation of the point power densities are gained by using B4C and Ag-In-Cd alloy, respectively.
Co-Authors purwadi purwadi Surian Pinem Tukiran Surbakti Tukiran Surbakti