Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Suwardi .
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Tangerang Selatan 15314, Banten
Materials Science & Nanotechnology

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

Found 3 Documents
Search

 1 
ANALISIS GETARAN ELEMEN BAKAR UJI UNTUK REAKTOR NUKLIR SERBA GUNA G.A. SIWA BESSY TIPE PELAT BERINTI DISPERSI U3SI2/Al Suwardi .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (372.918 KB) | DOI: 10.17146/urania.2009.15.1.2846

Abstract

Abstrak Analisis Getaran Elemen Bakar Uji untuk Reaktor Nuklir Serba Guna G.A. Siwa Bessy Tipe Pelat Berinti Dispersi U3Si2/Al. Di dalam makalah ini disajikan analisis dinamika getaran terimbas aliran pendingin pada berkas elemen bakar Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS) terdiri dari 21 pelat sejajar. Analisis berdasarkan pada anggapan bahwa defleksi semua pelat dalam berkas adalah sama. Sistim persamaan diferensial pada pelat dan fluida pendingin dikembangkan dan diselesaikan dengan transformasi Fourier, sehingga diperoleh hubungan antara frekuensi alami dan kecepatan aliran. Dari hubungan ini diformulasikan kecepatan kritis untuk ketidakstabilan statis dan kecepatan resonan vortex. Penerapan pada elemen bakar RSG telah dilakukan dengan menggunakan data terbuka yang diperoleh dari pengukuran , sedangkan bagi yang tidak ditemukan dilakukan dengan pendekatan konservatif pada data sejenis. Hasil analisis menunjukkan bahwa batas minimum kecepatan alir untuk mencapai frekwensi alami pelat elemen bakar RSG dalam teras adalah sebesar 281 m/s. Nilai ini berada jauh di atas disain pengoperasian 8 m/s. Kecepatan minimum untuk resonan vortex tumpah (vortex sheding resonance) adalah 5.7 m/s untuk pelat-pelat terkelam (tersambung-padu) sempurna pada dinding perakitan. Jadi desain pendinginan elemen bakar RSG jauh dari kecepatan kritis ketidakstabilan, sehingga tidak perlu analisa lebih rinci. Kecepatan resonansi shedding vortex dalam analisis ini lebih rendah dari desain kecepatan aliran pendingin, karena selisihnya kecil ada baiknya dilakukan analisis dengan model yang lebih rinci. Kata kunci: Elemen bakar nuklir, tipe pelat sejajar, U3Si2 / Al, analisis getaran. Abstract Analysis of fuel plates vibration induced by coolant flow on nuclear fuel element for GA Siwabessy (RSG-GAS) multi purpose reactor PLATE TYPE that WERE U3Si2/Al CORE CONTENT. The assumption of  the analysis was that deflection of all plates be identical. The differential equation system on plates and coolant, were solved by Fourrier transform, to obtain the relationship between natural frequencies and flow velocity. The critical velocity for static instability and vortex's resonant velocity have been formulated from his relationship. Implementing the relations on RSG fuel element was done by use of open data of measurement and by conservative approach of existing data in case no data available. The results shows that limits of critical natural frequencies of RSG fuel element in the core is 281 m/s, that lies far beyond operation design of  8 m/s. The minimum vortex's resonant velocity is 5.7 m/s plates firmly attached on assembly wall. Design of cooling system for fuel nuclear element in the RSG core is so far from evaluated instability critical velocity, so it is not necessarily further analysis. The velocity of vortex shedding resonance in this analysis is lower compared to design velocity of coolant, so it is recommended to analyze by better approach to compare with this work. Key word: Nuclear fuel element, equal plate type, U3Si2 / Al, vibration analysis.
COMPARATIVE PREDICTION OF IRRADIATION TEST OF CNFT AND CISE PROTOTYPES OF CIRENE FUEL PINS, A PREDICTION BY TRANSURANUS M1V1J12 CODE Suwardi .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (398.901 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.1.2411

Abstract

ABSTRACT COMPARATIVE PREDICTION OF IRRADIATION TEST OF CNFT AND CISE PROTOTYPES OF CIRENE FUEL PINS, A PREDICTION BY TRANSURANUS M1V1J12 CODE. A prototype of fuel pin design for HWR by CIRENE has been realized by Center for Nuclear Fuel Technology CNFT-BATAN. The prototype will be irradiated in PRTF Power Ramp Test (PRTF). The facility has been installed inside RSG-GA Siwabessy at Serpong. The present paper reports the preparation of experimentation and prediction of irradiation test. One previous PCI test report is found in, written by Lysell G and Valli G in 1973. The CNFT fuel irradiation test parameter is adapted to both PRTF and power loop design for RSG-GAS reactor in Serpong mainly the maxima of: rod length, neutrons flux, total power of rod, and power ramp rate. The CNFT CIRENE prototype design has been reported by Futichah et al 2007 and 2010. The AEC-India HWR fuel pin is of 19/22 fuel bundle design has also been evaluated as comparison. The first PCI test prediction has experiment comparison for Cise pin. The second prediction will be used for optimizing the design of ramp test for CNFT CIRENE fuel pin prototype. Keywords: ramp power, irradiation test, HWR fuel pins. ABSTRAK PERBANDINGAN  PREDIKSI UJI IRADIASI PROTOTIPE PIN BAHAN BAKAR CIRENE CNFT DAN CISE MENGGUNAKAN KODE TRANSURANUS M1V1J12. Satu prototipe pin elemen bakar PHWR telah disiapkan dengan menggunakan fasilitas elemen bakar eksperimental siap untuk Uji PRT di PRTF dalam RSG, bila diisi pin UO2 alam menghasilkan LHR 12.9 kW/m. Aksial daya bentuk kosinus. Analisis pra-eksperimen telah dilakukan dengan dengan kode Transuranus, memilih daya dasar sebesar 9 kW/m, kenaikan daya setelah tercapai on-set PCMI, sampai daya maksimal 12,9 kW/m dengan temperature pendingin dan tekanan kondisi PHWR. Model sifat material adalah standar pelet PHWR dan standar kelongsong Zry-4. Diperoleh riwayat temperature pusat pellet irisan ke-3, dari 5 iris sama panjang, mencapai temperatur pellet tertinggi < 600 oC. Sementara untuk burnup, Gas fisi terbentuk dan terlepaskan ke plenum tertinggi < 1%. On-set PCMI akibat swelling pellet dan creep down kelongsong, terjadi pada saat iradiasi mencapai 17000 jam. Tegangan hook pada kelongsong mula-mula negative oleh tekanan air pendingin mencapai -90 MPa, setelah PCMI tegangan negative mengecil, mencapai +10 MPa. Temperatur, gas fisi dan tegangan regangan kelongsong setelah PCMI dan kenaikan daya tidak menjadi ancaman integritas pelet. Kecilnya parameter mekanik, konsentrasi gas fisi pada kelongsong terkait dengan kecilnya daya. Untuk menyingkat waktu iradiasi deban dasar minimum 17000 jam disarankan alternative eksperimen dengan mendesain dan membuat pin simulasi kondisi PCMI: geometri gelembung gas fisi pada pellet dan konsentrasi. Kata kunci: daya naik, pin bahan bakar, interaksi mekanik, stress-corrosion cracking.
PENENTUAN WAKTU TANGGAP TERMAL BATANG BAHAN BAKAR SELAMA PEMADAMAN REAKTOR NUKLIR DENGAN MENGGUNAKAN MODEL ADIABATIK Suwardi .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (435.33 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.4.2571

Abstract

ABSTRAK WAKTU TANGGAP TERMAL  BATANG  BAHAN  BAKAR SELAMA PEMADAMAN  REAKTOR NUKLIR DENGAN  MENGGUNAKAN  MODEL  ADIABATIK. Proses pemadaman reaktor nuklir yang kompleks tergantung dari parameter disain bahan bakar dan parameter dan operasi reaktor. Dalam kaitan dengan analisis RIA dan LOCA, proses pemadaman dicirikan dengan konstanta waktu tanggap termal. Pada makalah ini disajikan konsep konstanta waktu tanggap termal dengan memperhitungkan transfer panas antara batang bahan bakar dan pendingin dengan model adiabatik yang  lebih realistik daripada model temperatur permukaan konstan yang saat ini masih digunakan. Model ini diselesaikan secara eksakta ke deret Bessel. Pendekatan numerik menghasilkan rumus perhitungan sederhana sampai 4 suku. Dibandingkan perhitungan dengan menggunakan kode Transuranus yang telah diverifikasi dengan pengukuran eksperimental, waktu tanggap model termal adiabatik untuk tipikal BB PWR sedikit lebih rendah.   Kata kunci : Waktu tanggap termal, batang bahan bakar, nuklir,  adiabatic,  fungsi Bessel   ABSTRACT DETERMINATION OF THERMAL TIME CONSTANT OF FUEL PIN DURING NUCLEAR REACTOR SHUT DOWN BY USING ADIABATIC MODEL. A complex shut down process of nuclear reactor depends on different parameters of fuel design and of reactor operation. In correlation to RIA and LOCA analyses of reactor core, the shut down process is characterized by a time constant. In this paper, the concept of time constant by considering adiabatic heat transfer between fuel pin and coolant fluid is analyzed. The concept is more realistic than the model of constant surface temperature that is still used currently. The model has been mathematically solved by Bessel function. The numerical approach obtained a simple formula until 4 significant terms. Comparison between temperature constant of typical PWR fuel obtained by the adiabatic model and by Transuranus calculations that have been verified by experimental measurement shows a slightly lower. Keyword : Thermal time constant, fuel pin, nuclear reactor, adiabatic, Bessel function. 
Co-Authors