Claim Missing Document
Check
Articles

Found 6 Documents
Search

ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304 Alim Mardi; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (430.178 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2011.15.1.2915

Abstract

Pencegahan kerusakan fatik yang kerusakan tersebut terjadi secara tiba-tiba padakomponen penyusun reaktor nuklir yang berbahan SS 304 merupakan salah satu alasan perlunya estimasiumur fatik pada proses perancangan. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui ketahanan fatik dan estimasiumur fatik komponen dengan tipe pembebanan rotating bending. Metoda yang digunakan adalah metodakurva S-N. Kurva S-N diperoleh dari hasil pengujian fatik tipe rotating bending dan kemudian dilakukanpendekatan pola kurva menggunakan persamaan Basquin. Dari pendekatan pola kurva didapat deviasimaksimum sebesar 14,8 % dari nilai kurva S-N hasil pengujian. Nilai deviasi ini dapat diterapkan sebagaibatas aman dalam menggunakan kurva S-N untuk penentuan estimasi umur fatik komponen berbahan SS304 dalam perhitungan perencanaan.
ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR Elfrida Saragi; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (962.64 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2017.21.1.3613

Abstract

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga integritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 oC dan 250 oC diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material.Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PWR
PERANCANGAN ALAT CONSTANT EXTENSION RATE Alim Mardhi; Roziq Himawan; Sri Nitiswati
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.3.2935

Abstract

Stress Corrosion Cracking (SCC) adalah jenis korosi yang signifikan berpengaruh terhadap menurunnya integritas komponen struktur reaktor. Penelitian mengenai SCC telah banyak dilakukan oleh para peneliti. Salah satu metode yang digunakan adalah dengan melakukan pengujian material di dalam autoclave temperatur tinggi dengan lingkungan korosif dan tekanan diatas tekanan atmosfer. Di dalam autoclave tersebut dilengkapi dengan suatu alat tambahan yang dinamakan constant extension rate (CER). Fungsi CER ini adalah untuk memberikan tegangan pada spesimen dengan cara ditarik dan ditahan konstan pada tegangan tertentu. Autoclave yang dimiliki oleh PTRKN belum dilengkapi dengan CER, sehingga untuk kegiatan penelitian SCC perlu ditambahkan CER. Makalah ini memuat rancangan alat CER agar dapat dipabrikasi dapat digunakan bersama autoclave untuk kegiatan penelitian SCC. Dasar perhitungan perancangan menggunakan teori mekanika bahan dan ilmu perancangan elemen mesin. Dari hasil perancangan telah dilakukan review dan dapat disimpulkan bahwa rancangan dapat diterima dan selanjutnya dapat diteruskan dengan proses fabrikasi CER sehingga bersama-sama dengan autoclave dapat digunakan untuk penelitian SCC.
ANALISIS KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG–GAS Roziq Himawan; Sriyono Sriyono; Syafrul Syafrul; Hendra Prasetya
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.3.2936

Abstract

Telah dilakukan analisis ketebalan pipa pada sistem pendingin sekunder Reaktor Serba Guna. Siwabessy (RSG GAS) dalam rangka pelaksanaan program manajemen penuaan. Analisis dilakukan melalui inspeksi visual, pengukuran ketebalan dengan metode ultrasonik dan analisis unsur kimia. Lokasi analisis ditetapkan berdasarkan kondisi aliran fluida di dalam pipa dan susunan perpipaan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pipa pada sistem pendingin sekunder telah mengalami penipisan yang disebabkan oleh proses korosi, yaitu korosi homogen dan korosi sumuran. Untuk memperlambat laju penipisan agar tercapai umur desain maka perlu dilakukan peningkatan kualitas air untuk memperlambat terjadinya proses korosi pada pipa.
FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE Entin Hartini; Roziq Himawan; Mike Susmikanti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2077.923 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2016.18.2.2466

Abstract

ABSTRACT FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE. The reactor pressure vessel (RPV) is a pressure boundary in the PWR type reactor which serves to confine radioactive material during chain reaction process. The integrity of the RPV must be guaranteed either  in a normal operation or accident conditions. In analyzing the integrity of RPV, especially related to the crack behavior which can introduce break to the reactor pressure vessel, a fracture mechanic approach should be taken for this assessment. The uncertainty of input used in the assessment, such as mechanical properties and physical environment, becomes a reason that the assessment is not sufficient if it is perfomed only by deterministic approach. Therefore, the uncertainty approach should be applied. The aim of this study is to analize the uncertainty of fracture mechanics calculations in evaluating the reliability of PWR`s reactor pressure vessel. Random character of input quantity was generated using probabilistic principles and theories. Fracture mechanics analysis is solved by Finite Element Method (FEM) with  MSC MARC software, while uncertainty input analysis is done based on probability density function with Latin Hypercube Sampling (LHS) using python script. The output of MSC MARC is a J-integral value, which is converted into stress intensity factor for evaluating the reliability of RPV’s 2D. From the result of the calculation, it can be concluded that the SIF from  probabilistic method, reached the limit value of  fracture toughness earlier than SIF from  deterministic method.  The SIF generated by the probabilistic method is 105.240 MPa m0.5. Meanwhile, the SIF generated by deterministic method is 100.876 MPa m0.5. Keywords: Uncertainty analysis, fracture mechanics, LHS, FEM, reactor pressure vessels   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 mechanik 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 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
EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK Mike Susmikanti; Roziq Himawan; Abdul Hafid; Entin Hartini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1219.285 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2016.18.2.2641

Abstract

ABSTRACT EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK. The important component of the PWR is a pressure vessel. The material resistance in the pressure vessel needs to be evaluated. One way of evaluation is by the mechanical fracture analysis. The modeling needs to know the phenomena of the analysis result in general. A number of researches have been completed on the calculation of mechanical fracture in the pressure vessel with an internal load. The mechanical fracture was modeled using a neural network approach. In relation to the material resistance of the pressure vessel, which is used in PWR AP1000, the material must be evaluated because of the effect of the load. The modeling is needed to predict the effect of the load. The aim of this study is to evaluate the material resistance through mechanical fracture analysis because of the influence load on the pressure vessel on PWR AP1000. The material, which was observed, is SA 508. This analysis consists of the calculation of stress intensity factor and J-integral with some load at the crack propagation position. The fracture mechanic was analyzed by finite element simulation. The result of Stress Intensity factor and J-Integral was compared with fracture toughness to know the durability of the material. The modeling of  J-Integral and Stress Intensity Factor were obtained for some load based on neural network approach. Keywords: Material resistance, mechanical fracture, neural network, PWR, pressure vessel, crack propagation.   ABSTRAK EVALUASI FRAKTUR MEKANIK PADA BEJANA TEKAN PWR DAN PEMODELAN BERBASIS NEURAL NETWORK. Komponen penting dari PWR adalah  bejana tekan. Ketahanan bahan di bejana tekan perlu dievaluasi. Salah satu cara adalah dengan analisis fraktur mekanik. Pemodelan diperlukan untuk mengetahui fenomena hasil analisis pada umumnya. Terdapat penelitian untuk perhitungan fraktur mekanik dalam bejana tekan dengan beban internal. Penelitian lain adalah hasil dari fraktur mekanik dimodelkan menggunakan pendekatan jaringan syaraf. Sehubungan dengan ketahanan material dari bejana tekan yang digunakan dalam PWR AP1000, bahan harus dievaluasi karena efek dari beban. Pemodelan diperlukan untuk memprediksi pengaruh beban pada bahan dalam bejana tekan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengevaluasi ketahanan material melalui analisis fraktur mekanik karena pengaruh beban pada bejana tekan. Bahan yang diamati, adalah SA 508. Analisis ini terdiri dari perhitungan faktor intensitas tegangan dan J-integral dengan beberapa beban pada posisi perambatan retak. Fraktur mekanik dianalisis dengan metode elemen hingga. Hasil faktor intensitas tegangan dan J-Integral dibandingkan dengan ketangguhan patah untuk mengetahui daya tahan material. Pemodelan J-Integral dan faktor intensitas stres diperoleh untuk beberapa beban berdasarkan  jaringan saraf. Kata kunci: Ketahanan bahan, teknik patahan,  jaringan syaraf,  PWR,  bejana tekan, perambatan retak.