Garuda - Garba Rujukan Digital

STUDI BANDING SISTEM DEMINERALISASI AIR PADA PLTN OPR 1000 DAN AP 1000 Dedy Priambodo; Siti Alimah; Erlan Dewita
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 11, No 2 (2009): Desember 2009
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2009.11.2.1437

ABSTRAKSTUDI BANDING SISTEM DEMINERALISASI AIR PADA PLTN OPR 1000 DAN AP 1000. Sistem demineralisasi air pada OPR 1000 mengadopsi metode berbasis resin penukar ion sedangkan AP 1000 berbasis membran Reverse Osmosis (RO) -Elektrodeionisasi (EDI). Penukar ion adalah proses kimia reversible (dapat balik) antara cairan dan padatan. Penukar ion menggunakan resin sebagai penangkap ion-ion pengotor yang kemudian diregenerasi setelah resin menjadi jenuh. RO adalah metode yang menggunakan tekanan untuk melewatkan larutan melalui membran, dan menangkap solute dari satu sisi dan mendapatkan solvent murni di sisi lain. Sedangkan EDI merupakan perpaduan antara elektrodialisis dengan penukar ion. Ion ditangkap oleh resin kemudian dibuang dengan memanfaatkan beda potensial listrik. Karena adanya fenomena water splitting pada EDI membuat resin yang ada tidak pernah jenuh, sehingga RO-EDI menjadi sistem demineralisasi yang sedikit menggunakan bahan kimiawi, instalasi lebih sederhana, mampu menjaga kualitas pasokan produk air demin dan ramah lingkungan. Dengan demikian di banding dengan penukar ion, RO-EDI lebih unggul sebagai sistem air demineralisasi.Kata kunci: demineralisasi air, OPR 1000, AP 1000, penukar ion, reverse osmosis, elektrodeionisasi ABSTRACTCOMPARISON STUDY OF WATER DEMINERALIZATION SYSTEM FOR THE OPR 1000 AND AP 1000 NUCLEAR POWER PLANT. OPR 1000 adopts demineralization method based on ion exchanger resin and AP 1000 adopt the method that based on Reverse Osmosis (RO)-Electrodeionization (EDI). The Ion exchange process is a reversible chemical reaction of a solution and an insoluble solid. Ion exchanger use resin as polluter ions capture and will be regenerated after its saturated. RO is method using pressure to force a solution through a membrane, retaining the solute on one side and allowing the pure solvent to pass to the other side. Whereas, EDI is a combination of ion exchange and electrodialysis. The ions is taken by ion exchange resin, and then it is discharged utilizing electric potensial difference. Due to water splitting phenomena in EDI, make resin will never be saturated, so the RO-EDI process is water demineralization system that use little chemical, more simple installation, capable to maintain demin water product quality and environmental friendly. Thereby, The RO-EDI water demineralization system is more advance then ion exchange technology.Keywords: water demineralization, OPR 1000, AP 1000, ion exchanger, reverse osmosis, electrodeionization

ANALISIS POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR NUKLIR ALTERNATIF PLTN Erlan Dewita
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 1 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2012.14.1.1476

ABSTRAKANALISIS POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR NUKLIR ALTERNATIF PLTN. Dewasa ini, sebagian besar reaktor daya nuklir dunia menggunakan bahan bakar basis uranium (UO2) dengan pengayaan 2-5%. Namun akhir-akhir ini, perhatian dunia banyak tertuju pada bahan bakar basis thorium terkait beberapa keuntungan. Selain pertimbangan sumberdaya thorium(Th) dunia yang besar (sekitar 3 kali lebih besar dari sumber daya uranium), penggunaan bahan bakar basis thorium juga akan mengurangi jumlah limbah radioaktif, sifat-sifat nuklir U-233 juga lebih unggul dibanding U-235 dan Pu-239 dalam reaktor termal. Penggunaan bahan bakar nuklir basis thorium diharapkan bermanfaat untuk menjaga keberlanjutan energi nuklir dan keamanan dari senjata nuklir. Tujuan studi adalah menganalisis potensi thorium sebagai bahan bakar nuklir alternatif untuk PLTN ditinjau dari aspek sumber daya alam dan proses pemisahan thorium dari monazite. Studi dilakukan dengan mengkaji beberapa pustaka. Hasil studi diharapkan dapat menjadi bahan pertimbangan bagi pemerhati/ peneliti bahan bakar nuklir untuk mengembangkan bahan bakar basis thorium. Hasil menunjukkan bahwa thorium tersebar dalam lapisan bumi dalam bentuk batuan dan mineral. Mineral dengan kandungan thorium terbesar adalah mineral thorium fosfat-tanah jarang, monazit (Ce-La-Y) mengandung sekitar 12% ThO2, namun rata-rata mengandung ThO2 sekitar 6-7%. Sumberdaya thorium dunia 5.385.000 ton dan sumberdaya terbesar terdapat di India yaitu 846.000 ton (16%). Th-232 merupakan bahan fertil yang lebih unggul dibanding U-238, karena tampang lintang serap netron Th-232 dalam reaktor termal 3 kali lebih tinggi dibanding U-238 dimana untuk Th-232 (7.4 barns) dan U-238 (2.7 barns). Sedangkan untuk proses ekstraksi dari monazit dikenal ada 2 proses, yaitu opening acid dan opening alkali, sedangkan pemungutan thorium dari bahan bakar bekas digunakan proses thorex.Kata kunci: potensi, thorium, bahan bakar, cadangan, uranium ABSTRACTPOTENCY ANALYSIS OF THORIUM AS ALTERNATIVE NUCLEAR FUEL FOR NPP. Nowdays, most of nuclear power reactors use (UO2) uranium based fuel with 2-5% enrichment uranium. However, recently much attention are given to thorium based fuel correlation to several advantages of thorium used. Besides of consideration that thorium reserve in the world is high (about 3 times higher than uranium reserves), the use of thorium based fuel will also decrease the amount of radioactive waste, nuclear properties of U-233 is better than U-235 and Pu-239 in the thermal reactor. Use of thorium based nuclear fuel is hoped useful for keep nuclear energy sustainability and safeguard of nuclear weapon. Object of this study is analizing the thorium potency as alternative nuclear fuel for NPP in viewpoint of thorium reserves aspect and thorium separation process from monazit or from reprocessing of spent fuel. Study is conducted by assess several references. Result of this study is hoped to be valuable for nuclear fuel researcher to developing thorium based fuel. Result of this study mentioned that thorium is distributed in earth’s crust as ores or minerals. Mineral with highest thorium is thorium fosfat-rare earth, monazit (Ce-La-Y) containing about 12% ThO2, however, it containing ThO2 average about 6-7%. The world’s thorium resources is 5.385.000 ton and the highest thorium resurces is 846.000 ton (16%) in India. Thorium-232 is fertle material which is better than U-238, because neutron absorbed cross section of Th-232 in thermal spectrum is 3 times higher than U-238 where is Th-232 (7.4 barns) and U-238 (2.7 barns). While, there are 2 processes of thorium extraction, namelyopening acid dan opening alkali and thorium recovery from thorium based nuclear spent fuel is used thorex.Keywords: potency, thorium, fuel, reserves, uranium

PRA-RANCANGAN PRIMARY REFORMER PADA PABRIK HIDROGEN YANG DIKOPEL DENGAN PLTN HTGR Dedy Priambodo; Erlan Dewita; Sudi Ariyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2012.14.2.1481

ABSTRAKPRA-RANCANGAN PRIMARY REFORMER PADA PABRIK HIDROGEN YANG DIKOPEL DENGAN PLTN HTGR. Potensi hidrogen sebagai sumber energi baru sangat besar, ini dikarenakan begitu melimpahnya ketersedian hidrogen di alam. Pada saat ini Steam reforming adalah teknologi yang telah dikembangkan secara massal dan yang paling banyak digunakan dalam produksi hidrogen. Steam reforming adalah mengubah senyawa alkana dengan penambahan uap air menjadi hidrogen dan karbon dioksida dalam kondisi operasi 800O-900OC dalam primary reformer. Pemanfaatan gas helium dari HTGR sebagai pemasok panas reaksi steam reforming membutuhkan primary reformer yang berbeda dari konvensional yang menggunakan gas alam. Makalah ini bertujuan untuk menentukan jenis dan rancangan dasar primary reformer yang tepat untuk sistem kogenerasi HTGR dengan pabrik hidrogen. Primary reformer yang tepat untuk system ini adalah Reaktor fixed bed multitube dengan tube NPS 3,5 Sch 40 ST 40S setebal 0,281 in sebanyak 849 buah dan berbahan ASTM HH 30. Tube disusun secara 'triangular pitch' dalam shell Split-Ring Floating Head berbahan Steel Alloy SA 301 Grade B yang dilengkapi baffle sejumlah 8 buah.Kata kunci: hidrogen, kogenerasi, steam reforming, HTGR, primary reformer, fixed bed multitube ABSTRACTPRE ELEMENARY DESIGN OF PRIMARY REFORMER FOR HYDROGEN PLANT COUPLED WITH HTGR TYPE NPP. Hydrogen has a high potent for new energy, because of it availability. Steam reforming is a fully developed commercial technology and is the most economical method for production of hydrogen. Steam reforming uses an external source of hot gas to heat tubes in which a catalytic reaction takes place that converts steam and lighter hydrocarbons such as natural gas (methane) or refinery feedstock into hydrogen and carbon monoxide (syngas) at high temeperature on primary reformer (800-900 OC). Utilization of helium from HTGR as heating medium for primary reformer has consecuency to type and shape of its reactor. The main goal of this paper is to determine type/shape and pre elementary design of chemical reactor for the cogeneration system of Hydrogen Plant and HTGR The primary reformer for this system is Fixed Bed Multitube reactor with specification tube: NPS 3,5 Sch 40 ST 40S, 0.281 in thickness, number of tube 849 pieces and ASTM HH 30 for tube material. Tube arrangement is 'triangular pitch' on shell Split-Ring Floating Head from Steel Alloy SA 301 Grade B equipted with 8 baffles.Keywords: hydrogen, cogeneration, steam reforming, HTGR, primary reformer, fixed bed multitube

IDENTIFIKASI SKEMA OPTIMUM EKSTRASI UAP UNTUK INSTALASI DESALINASI PADA SISTEM KOGENERASI PLTN PWR Dedy Priambodo; Erlan Dewita; Sudi Ariyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 13, No 1 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2011.13.1.1457

ABSTRAKIDENTIFIKASI SKEMA OPTIMUM EKSTRASI UAP UNTUK INSTALASI DESALINASI PADA SISTEM KOGENERASI PLTN PWR. Menurut International Desalination Association 2009, terdapat sekitar 14.400 instalasi desalinasi di seluruh dunia yang memproduksi air bersih 59,9 juta m3 per hari dan diperkirakan akan terus meningkat sebesar 12,3% per tahun. Pada umumnya, sebagai sumber penyedia panas digunakan bahan bakar fosil yang proses pembakarannya melepaskan emisi gas CO2 dan gas rumah kaca lainnya. Meningkatnya penggunaan bahan bakar fosil sebagai sumber energi proses seperti unit desalinasi skala besar merupakan opsi jangka panjang yang tidak berkelanjutan dipandang dari segi dampak terhadap lingkungan. PLTN merupakan salah satu sumber energi baru yang dapat memproduksi energi skala besar dan juga berpotensi untuk tujuan kogenerasi dimana selain diproduksi listrik, panas nuklir juga dimanfaatkan untuk panas proses, seperti : desalinasi. Reaktor tipe PWR adalah tipe PLTN yang paling banyak digunakan di dunia. Dalam pemanfaatan panas PLTN tipe PWR untuk desalinasi diperlukan suatu pemilihan sumber uap dari siklus sekunder PLTN. Pemilihan titik ekstraksi uap yang tepat akan menghasilkan skenario kogenerasi yang optimum dalam hal terpenuhinya kebutuhan panas untuk desalinasi dengan pengurangan produksi listrik seminimal mungkin. Pada dasarnya terdapat 4 skenario skema yang berdasarkan dua lokasi ekstrasi uap, yaitu crossover pipe and extraction line. Optimasi dilakukan menggunakan program Cycle Tempo. Hasil simulasi menunjukkan bahwa skema 3 dari titik ekstraksi uap crossover pipe adalah yang terbaik dengan daya terbangkitkan 1039,1 MWe, kebutuhan listrik internal 34,5 MWe, kehilangan daya karena kogenerasi 149 MWe dan daya yang bisa ditransmisikan 1004,6 MWe.Kata kunci: fosil, kogenerasi, desalinasi, ekstraksi, uap, PLTN, PWR ABSTRACTIDENTIFICATION OF OPTIMUM STEAM EXTRACTION SCHEME FOR DESALINATION PLANT ON COGENERATION PURPOSE PWR TYPE NPP. According to International Desalination Association 2009, there are 14.400 desalination installations in the world which produced 59,9 million m3 per day and it was estimated to be increase continuesly about 12,3% per year. Generally, fossil fuel has used as heat source which its combustion process will emitte of CO2 gas and another greenhouse gases. Increasing of fossil fuel utilization as energy process source, in : large scale desalination plant is not sustainable longterm option in term of environmental impact viewpoint. Nuclear Power Plant (NPP) is one of energy source which can produce large scale energy and it is also potential for cogeneration purposes which it produce electricity, as well as nuclear heat is also used for heat process, such as : desalination. Among all NPP type, PWR is the most utilized. In the heat utilization of PWR type NPP for desalination is needed a steam source selection of NPP secondary cycle. The exact selection of steam extraction point will be resulting an optimum cogeneration system to fulfil heat requirement for desalination by reduction of electricity as minimal as possible. Basically, there are 4 scheme scenario which are based on 2 steam extraction points, namely crosspipe and extraction line. Optimization is conducted by using Cycle Tempo Programme. Result of this study showed that third scheme of crossover pipe of steam extraction point is the best scheme with 1039,1 MWe of power, 34,5 MWe of internal electricity needs and 149 MWe of power loss by cogeneration sistem and 1004,6 MWe of transmission power.Keywords: fossil, cogeneration, desalination, extraction, steam, NPP, PWR

PENENTUAN JARAK PLTN DENGAN SUMUR MINYAK UNTUK ENHANCED OIL RECOVERY (EOR) DITINJAU DARI ASPEK KEHILANGAN PANAS DAN KESELAMATAN Erlan Dewita; Dedy Priambodo; Sudi Ariyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 15, No 2 (2013): Desember 2013
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2013.15.2.1500

ABSTRAKPENENTUAN JARAK PLTN DENGAN SUMUR MINYAK UNTUK ENHANCED OIL RECOVERY (EOR) DITINJAU DARI ASPEK KEHILANGAN PANAS DAN KESELAMATAN. EOR merupakan teknik untuk peningkatan perolehan minyak bumi dengan cara menginjeksikan material atau bahan lain ke dalam sumur minyak. Terdapat 3 teknik EOR yang sudah digunakan di dunia, yaitu Thermal Injection, Chemical Injection dan Miscible. Metode termal merupakan metode yang paling banyak digunakan di dunia, namun salah satu kelemahannya adalah kehilangan panas selama distribusi kukus ke sumur injeksi. Di Indonesia, penerapan EOR telah sukses dilakukan di lapangan duri, Riau menggunakan teknik injeksi uap, namun masih menggunakan minyak bumi sebagai bahan bakar untuk produksi uap. Untuk menghemat cadangan minyak bumi, dilakukan introduksi Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) kogenerasi untuk memasok sebagian panas PLTN untuk proses EOR. Pada PLTN kogenerasi, aspek keselamatan menjadi prioritas utama. Tujuan studi adalah untuk mengevaluasi jarak PLTN dengan sumur minyak dengan mempertimbangkan kehilangan panas dan aspek keselamatan. Metode yang dilakukan kajian dan perhitungan menggunakan program Cycle Tempo. Hasil studi menunjukkan bahwa jarak 400 meter yang merupakan asumsi untuk exclusion zone reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR), dengan ketebalan isolasi pipa 1 in, maka kehilangan panas 277, 883 kw, sedangkan apabila digunakan ketebalan isolasi pipa 2 in, kehilangan panas menjadi 162,634 kw dan dengan ketebalan isolasi pipa 3 in, kehilangan panas menjadi 120,767 kw. Kehilangan panas dapat diatasi memberikan isolator pipa dan memperbaiki kualitas kukus dari saturated menjadi superheated.Kata Kunci: EOR, kogenerasi, sumur minyak, PLTN, uap, fluida, daerah eksklusi ABSTRACTDISTANCE DETERMINATION OF NPP AND OIL RESERVOIR ON ENHANCED OIL RECOVERY BASED ON HEAT LOSS AND SAFETY IN VIEW POINT. EOR is a method used to increasing oil recovery by injecting material or other to the reservoir. There are 3 EOR technique have been used in the world, namely thermal injection, chemical injection dan Miscible. Thermal injection method is the method most widely used in the world, however, one drawback is the loss of heat during steam distribution to the injection wells. In Indonesia, EOR application has been successfully done in the field of Duri, Chevron uses steam injection method, but still use petroleum as a fuel for steam production. In order to save oil reserves, it was done the introduction of co-generation nuclear power plants to supply some of the heat of nuclear power plants for EOR processes. In cogeneration nuclear power plant, the safety aspect is main priority. The purpose of the study was to evaluate the distance NPP with oil wells by considering heat loss and safety aspects. The method of study and calculations done using Tempo Cycle program. The study results showed that in the distance of 400 meter as exclusion zone of PBMR reactor, with pipe insulation thickness 1 in, the amount of heat loss of 277, 883 kw, while in pipe isolation thickness 2 in, amount of heat loss became 162,634 kw and with isolation thickness 3 in, amount of heat loss 120,767 kw., heat loss can be overcome and provide insulation pipes and improve the quality of saturated steam into superheated.Keywords: EOR, cogeneration, oil reservoir, NPP, steam, fluid, Exclusion Zone

STUDI TEKNOLOGI DAUR BAHAN BAKAR DUPIC Erlan Dewita; Siti Alimah
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 7, No 1 (2005): Juni 2005
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2005.7.1.1938

ABSTRAK STUDI TEKNOLOGI DAUR BAHAN BAKAR DUPIC. Pada umumnya bahan bakar bekas masih mengandung bahan fisil dengan jumlah yang cukup signifikan. Kandungan bahan fisil yang terdapat pada bahan bakar bekas reaktor LWR (11,5% ) lebih besar dibanding kandungan bahan fisil yang terdapat pada uranium alam ( ± 0,71% ). CANDU merupakan jenis reaktor berpendingin dan bermoderator air berat (D20) serta dapat beroperasi dengan bahan bakar oksida dengan kandungan bahan fisil yang rendah (uranium alam). Kemampuan CANDU untuk beroperasi dengan kandungan bahan fisii yang rendah memberikan sinergisme antara reaktor LWR dan CANDU. Daur bahan bakar DUPIC (Direct Use of PWR spent fuel In CANDU) merupakan daur bahan bakar tertutup yang pengembangannya berbasis pada fleksibilitas daur bahan bakar CANDU. Pada daur bahan bakar DUPIC, bahan bakar bekas PWR dapat digunakan secara langsung hanya dengan proses mekanik-termal tanpa dilakukan pemisahan secara kimia, sehingga dipandang menguntungkan baik dari segi ekonomi rhaupun keamanan sehubungan dengan penggunaan plutonium untuk persenjataan nuklir. Namun demikian, tantangan yang harus dihadapi dalam fabrikasi bahan bakar DUPIC adalah disebabkan radioaktivitas yang tinggi dari bahan bakar bekas, sehingga semua proses fabrikasi harus dilakukan dalam hot cell. ABSTRACT Study of DUPIC fuel cycle technology. In general, nuclear spent fuel is significanly still contain fisille materials. The Content of fissile material in LWR spent fuel (± 1,5% ) is higher than in natural uranium that is 0,71%. CANDU reactors are heavy-water cooled and moderated and utilize natural uranium U02 as fuel. Ability of CANDU to operate with low-fissile content fuel suggests a unique synergism between light water reactor (LWR) and CANDU reactor. DUPIC (Dierect Use of PWR spent fuel In Candu) fuel cycle is closed fuel cycle that is developed from flexibility of CANDU fuel cycle. In DUPIC fuel cycle, PWR spent fuel can directly use only without chemical processing. It use dry process which is mechanic - thermal process, so it have some advantage in economic and safeguard in view of points due to plutonium for nuclear weapon. Otherwise, It have a chaliange because of high radioactivity, of spent fuel, therefore- DUPIC fuel fabrication has should be conducted in hot cell facility.

PENGEMBANGAN PARTIKEL BAHAN BAKAR BERLAPIS UNTUK REAKTOR VHTR Erlan Dewita
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 10, No 2 (2008): Desember 2008
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2008.10.2.1425

ABSTRAKPENGEMBANGAN PARTIKEL BAHAN BAKAR BERLAPIS UNTUK REAKTOR VHTR. Reaktor VHTR merupakan konsep reaktor suhu sangat tinggi dengan suhu pendingin keluar reaktor 10000C dan merupakan salah satu reaktor generasi IV yang sedang dikembangkan di negara maju. Reaktor ini merupakan pengembangan dari GT-MHR dengan perbaikan efisiensi, suhu pendingin keluar reaktor serta derajat bakar. Perbaikan ini menyebabkan perlunya perubahan material diantaranya lapisan partikel bahan bakar (SiC) karena kenaikan suhu dari 8500C menjadi 10000C. Lapisan SiC mempunyai peranan penting selain untuk mempertahankan integritas mekanik dan stabilitas dimensi dari partikel bahan bakar, juga untuk menahan hasil belah bersifat logam (Cs-137, Ru-106) yang lepas dari kernel bahan bakar. Lapisan ZrC dipandang dapat menggantikan SiC karena mempunyai ketahanan pada suhu yang lebih tinggi. Lapisan ZrC mempunyai titik leleh 35400C, sedangkan SiC mempunyai titik leleh 18000C. Partikel bahan bakar berlapis TRISO - ZrC tidak mengalami kerusakan pada pemanasan suhu 22000C selama kira-kira 6000 detik, sementara pada partikel bahan bakar konvensional (menggunakan SiC) telah mengalami kerusakan sebagian pada suhu 22000C dan hampir 100% rusak pada temperatur 24000C. Pada suhu hingga 24000C, lapisan ZrC lebih tahan terhadap korosi kimia oleh produk fisi, khususnya Pd (Paladium) yang mengkorosi lapisan SiC. Namun kemampuan lapisan ZrC dalam menahan produk fisi Ru-106 lebih rendah dari pada lapisan SiC. Sedangkan kemampuan menahan produk fisi logam lainnya seperti : barium, perak dan promethium relatif lebih baik.Kata kunci: partikel, bahan bakar, VHTR, GT-MHR, hasil belah, integritas, mekanik ABSTRACTDEVELOPMENT OF COATED FUEL PARTICLE FOR VHTR REACTOR. The VHTR reactor is a high temperature reactor concept with a 10000C outlet temperature and it is one of IV generation reactor that is being developed. This reactor is developed based on GT-MHR reactor with higher outlet temperature reactor, burn-up and electricity efficiency. Accordingly, material improvement is necessary, such as: SiC in correlation to elevated temperature of 8500C to 10000C. The SiC layer plays an important role. Beside retaining metallic fission products (Cs-137, Ru-106) released from fuel kernel, it also provides mechanical strength and dimension stability to fuel particle. The Zrc layer can be considered to replace SiC because of its higher temperature capability. ZrC has a melting point of 35400C whereas SiC has a melting point of 18000C. The ZrC-TRISO coated fuel particle did not fail until ~6000 seconds at 22000C heating, while a few percent of the conventional TRISO-coated fuel particles failed already by 22000C, and almost 100% instantaneously at 24000C. In the whole temperature range, ZrC layer showed more resistance to chemical corrosion by fission products, especially by paladium (Pd) which is known to corrode the SiC layer. However, The ZrC layer capability to retention of Ru-106 was inferior to SiC. The retention of the other metal fission products such as barium, silver and promethium appears to be better than SiC.Keywords: particle, fuel, VHTR, GT-MHR, product fission, integrity, mechanic

TEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR Erlan Dewita; Djati Hoesen Salimy
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 10, No 1 (2008): Juni 2008
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2008.10.1.1416

ABSTRAKTEKNOLOGI DUPIC SEBAGAI ALTERNATIF PENUTUPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan studi teknologi DUPIC sebagai alternatif untuk penutupan daur bahan bakar nuklir. Tujuan dari studi adalah untuk mempelajari teknologi DUPIC dan kemungkinannya sebagai alternatif untuk penutupan daur bahan bakar nuklir. Teknologi DUPIC (Direct Use of PWR spent fuel In CANDU) merupakan teknologi pemanfaatan bahan bakar bekas reaktor PWR untuk diolah ulang dan difabrikasi menjadi bahan bakar DUPIC sebagai bahan bakar reaktor Candu. Pemanfaatan secara sinergi ini didasarkan pada kenyataan bahwa dalam bahan bakar bekas reaktor PWR masih terdapat bahan fisil U-235 dan plutonium fisil dengan kadar 2 kali lebih tinggi daripada kadar bahan fisil yang terdapat pada bahan bakar reaktor Candu. Hasil studi menunjukkan bahwa teknologi DUPIC merupakan teknologi alternatif yang menjanjikan untuk penutupan daur bahan bakar nuklir, jika operasi PLTN didukung oleh reaktor-reaktor jenis PWR dan Candu. Teknologi fabrikasi bahan bakar DUPIC yang proses utamanya adalah proses kering OREOX lebih menguntungkan dibanding proses olah ulang konvensional PUREX. Pada proses kering OREOX, tidak mungkin dilakukan pemisahan plutonium fisil, sehingga lebih aman jika ditinjau dari sisi non proliferasi nuklir. Sedang jika dibandingkan daur sekali pakai, pemanfaatan daur DUPIC menguntungkan ditinjau dari penghematan pengunaan uranium alam sebesar 20%, dan pengurangan laju akumulasi bahan bakar bekas sampai 65%. Analisis ekonomi menunjukkan bahwa biaya daur DUPIC lebih murah 0,073 mill$/kwh dibanding daur sekali pakai.Kata kunci: daur bahan bakar nuklir, bahan bakar bekas, teknologi DUPIC, bahan fisil ABSTRACTDUPIC TECHNOLOGY AS AN ALTERNATIVE FOR CLOSING NUCLEAR FUEL CYCLE. The study of DUPIC technology as an alternative for closing nuclear fuel cycle has been carried out. The goal of this study is to understand the DUPIC technology and its possibility as an alternative technology for closing nuclear fuel cycle. DUPIC (Direct Use of PWR spent fuel In CANDU) is a utilization of PWR spent fuel to reprocess and fabricate become DUPIC fuel as nuclear fuel of Candu reactor. The synergical utilization is based on the fact that fissile materials contained in the PWR spent fuel is about twice as much as that in Candu fuel. Result of the study indicates that DUPIC is an alternative promising technology for closing nuclear fuel cycle. The DUPIC fuel fabrication technology of which the major process is the OREOX dry processing, is better than the conventional reprocessing technology of PUREX. The OREOX dry processing has no capability to separate fissile plutonium, thus give the impact of high nuclear proliferation resistance. When compared to once through cycle, it gives advantages of uranium saving of about 20% and spent fuel accumulationreduction of about 65%. Economic analysis indicates that the levelized cost of DUPIC cycle is cheaper by 0.073 mill$/kwh than that of once through cycle.Keywords: nuclear fuel cycle, spent fuel, DUPIC technology, fissile material

PEMILIHAN TEKNOLOGI PRODUKSI HIDROGEN DENGAN MEMANFAATKAN ENERGI NUKLIR Siti Alimah; Erlan Dewita
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 10, No 2 (2008): Desember 2008
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2008.10.2.1426

ABSTRAKPEMILIHAN TEKNOLOGI PRODUKSI HIDROGEN DENGAN MEMANFAATKAN ENERGI NUKLIR. PLTN digunakan untuk pembangkit listrik maupun sebagai sumber panas untuk aplikasi non-listrik (kogenerasi). Reaktor Suhu Tinggi (RST) dengan suhu pendingin keluar reaktor 900~10000C, merupakan jenis reaktor nuklir yang berpotensi untuk tujuan kogenerasi, seperti : produksi hidrogen dan proses industri kimia lain yang memerlukan panas tinggi. Terkait dengan Kebijakan Energi Nasional, bahwa di masa depan harus mengatur keseimbangan sumber daya alam terbarukan dan yang tidak terbarukan, dengan menjaga sebaik-baiknya kelestarian alam sampai batas maksimal untuk sebesar-besarnya kemakmuran rakyat, maka produksi gas hidrogen menggunakan energi dari PLTN merupakan pilihan yang tepat. Gas hidrogen merupakan energi baru yang ramah lingkungan dan sumber energi alternatif yang mempunyai prospek di masa mendatang. Pada kajian ini tiga proses produksi hidrogen menggunakan energi nuklir yaitu elektrolisis, steam reforming dan termokimia siklus sulfur-iodine telah dibandingkan. Parameter yang diperhitungkan meliputi : biaya produksi, biaya modal, biaya energi, status teknologi, ketidak tergantungan pada bahan bakar fosil, keramahan terhadap lingkungan, efisiensi dan ketidak tergantungan pada material tahan korosi. Hasil studi menunjukkan bahwa teknologi produksi steam reforming lebih unggul dibanding elektrolisis dan siklus sulfur-iodine, sehingga teknologi steam reforming lebih menjadi pilihan untuk produksi hidrogen dengan memanfaatkan energi nuklir di Indonesia.Kata kunci: produksi hidrogen, elektrolisis, steam reforming, sulfur-iodine, PLTN ABSTRACTTECHNOLOGY SELECTION FOR HYDROGEN PRODUCTION USING NUCLEAR ENERGY. The NPP can either be used to produce electricity, or as heat source for non-electric applications (cogeneration). High Temperature Reactor (HTR) with high outlet coolant temperature around 900~10000C, is a reactor type potential for cogeneration purposes such as hydrogen production and other chemical industry processes that need high heat. Considering the national energy policy that a balanced arrangement of renewable and unrenewable natural resources has to be made to keep environmental conservation for the sake of society prosperity in the future, hydrogen gas production using nuclear heat is an appropriate choice. Hydrogen gas is a new energy which is environmentally friendly that it is a prospecting alternative energy source in the future. Within the study, a comparison of three processes of hydrogen gas production covering electrolysis, steam reforming and sulfur-iodine cycle, have been conducted. The parameters that considered are the production cost, capital cost and energy cost, technological status, the independence of fossil fuel, the enviromental friendly aspect, as well as the efficiency and the independence of corrosion-resistance material. The study result showed that hydrogen gas production by steam reforming is a better process compared to electrolysis and sulfur-iodine process. Therefore, steam reforming process can be a good choice for hydrogen gas production using nuclear energy in Indonesia.Keywords: hydrogen production, electrolysis, steam reforming, sulfur-iodine, NPP

ANALISIS KONFIGURASI KOPLING PLTN DAN INSTALASI DESALINASI BERBASIS PERHITUNGAN EKONOMI Erlan Dewita; Dedy Priambodo; Sudi Ariyanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 13, No 2 (2011): Desember 2011
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2011.13.2.1469

ABSTRAKANALISIS KONFIGURASI SISTEM KOPLING PLTN DAN INSTALASI DESALINASI BERBASIS PERHITUNGAN EKONOMI. PLTN kogenerasi potensial diterapkan pada daerah yang mengalami krisis energi listrik dan air bersih melalui kopling antara PLTN dan instalasi desalinasi (desalinasi nuklir). Dewasa ini, terdapat beberapa desalinasi nuklir yang sudah beroperasi secara komersial menggunakan beberapa tipe reaktor sebagai sumber panas seperti: LWR (PWR dan BWR), walaupun tidak menutup kemungkinan penggunaan tipe reaktor lainnya, seperti: HTGR, HWR dan lain-lain. Sedangkan teknologi desalinasi yang sudah beroperasi secara komersial dan berproduksi dalam skala besar adalah Multi-Stage Flash (MSF), Multi-Effect Distillation (MED) untuk proses distilasi termal dan Reverse Osmosis (RO) untuk proses membran, maupun teknologi hibrid, seperti: MED-RO, MSF-RO dan MED-RO-TVC. Tujuan studi menganalisis konfigurasi sistem kopling PLTN dan instalasi desalinasi yang optimum ditinjau dari biaya air dengan pertimbangan aspek teknologi, ekonomi dan keselamatan. Metodologi yang digunakan adalah melakukan studi perbandingan beberapa konfigurasi kopling: PWR-RO, PWR-MED, PWR-MSF, PWR-MED-RO, PWR-MSF-RO, PWR-MED-RO-TVC dan HTGR-RO, HTGR-MED, HTGR-MSF, HTGR-MED-RO, HTGR-MSF-RO dan HTGR-MED-RO-TVC, serta melakukan simulasi menggunakan program DEEP.4, untuk reaktor dengan daya thermal 330 MWth, kapasitas produksi air 40.000 m3/hari, temperatur air laut 28,9°C, TDS 30.000 ppm dan discount rate 10%. Hasil studi menunjukkan biaya air hasil konfigurasi kopling HTGR-MED-RO lebih rendah dibanding untuk konfigurasi kopling lainnya.Kata kunci: konfigurasi, kopling, desalinasi, nuklir, PLTN ABSTRACTCONFIGURATION OPTIMIZATION FOR COUPLING SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANT AND DESALINATION INSTALLATION BASED ON ECONOMIC CALCULATION. Cogeneration NPP is potential to be applied in areas with water and electricity deficit through coupling of NPP and desalination installation (nuclear desalination). Nowadays, there are several nuclear desalination that are commercially in operation and using several nuclear reactor types as heat source, such as : LWR (PWR dan BWR), LWR (PWR dan BWR), although there is also possibility the use of other reactor types, such as: HTGR, HWR and others. The desalination technology has already commercially operated and in the large-scale production, namely: multi-stage flash (MSF) and multi-effect distillation (MED) for thermal process, reverse osmosis (RO) for membrane process, and hybrid technologies, such as: MED-RO, MSF-RO and MED-RO-TVC. In order to analyze configurations for coupling system of NPP and desalination installation in order to get optimum water cost (lowest cost) by considering economic, safety and technology aspects. Study is done by comparing several coupling configurations: PWR-RO, PWR-MED, PWR-MSF, PWR-MED-RO, PWR-MSF-RO, PWR-MED-RO-TVC, HTGR-RO, HTGR-MED, HTGR-MSF, HTGR-MED-RO, HTGR-MSF-RO, HTGR-MED-RO-TVC. Simulation is done by using DEEP-4 programme, thermal power reactor: 330 MWth, water production capacity 40.000 m3/day, seawater temperature 28.9°C, TDS 30.000 ppm and discount rate 10%. The result showed that water cost of HTGR-MED-RO coupling configuration is lower than another coupling configurations.Keywords: configuration, coupling, desalination, nuclear, NPP

Title

Found 11 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 11 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 11 Documents
Search