Claim Missing Document
Check
Articles

Found 29 Documents
Search

ANALISIS PENGENDALIAN DAYA REAKTOR PCMSR DENGAN LAJU ALIR PENDINGIN Iqbal Syafin Noha; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (658.993 KB)

Abstract

Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari Molten Salt Reactor (MSR) yang memiliki karakter berbeda dengan lima reaktor generasi IV lainnya, yaitu menggunakan bahan bakar leburan garam. Pada reaktor MSR, garam lebur tidak digunakan sebagai pendingin tetapi digunakan sebagai medium pembawa bahan bakar. Dengan fase bahan bakar yang berupa garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4, maka dapat dilakukan pengendalian daya dengan mengatur laju aliran bahan bakar dan pendingin. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh perubahan laju alir pendingin terhadap daya reaktor PCMSR. Analisis dilakukan dengan empat jenis masukan untuk perubahan laju alir pendingin, yaitu masukan step, ramp, eksponensial, dan sinusoidal. Untuk masukan step, laju alir pendingin dibuat berubah secara mendadak. Selanjutnya untuk masukan ramp dan eksponensal, perubahan laju alir masing-masing dibuat perlahan secara linear dan mengikuti fungsi eksponensial. Kemudian untuk masukan sinusoidal, laju alir berubah naik turun secara periodik dengan memvariasikan frekuensi dari perubahan laju alir tersebut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa penurunan laju alir pendingin sebesar 50% dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada reaktor PCMSR turun sebesar 63% dari daya sebelumnya. Jika terjadi fluktuasi laju aliran pendingin, maka semakin cepat perubahan tersebut, maka respon daya yang diberikan semakin kecil. Pada frekuensi yang sangat cepat, daya reaktor menjadi konstan dan cenderung tidak memiliki respon terhadap laju aliran. Hal ini merupakan salah satu aspek keselamatan reaktor, karena reaktor tidak merespon perubahan yang terlalu cepat. Kemampuan reaktor mengatur daya menyesuaikan laju aliran pendingin merupakan aspek keselamatan lainnya.Kata kunci : PCMSR, pengendalian daya, laju alir pendingin, uji respon Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) is the development of Molten Salt Reactor (MSR) which has different character from other five generation IV reactors, it uses molten salt as fuel. In MSR, the molten salt is not used as coolant but it is used as fuel medium carrier. Due to fuel phase in the form of molten salt of LiF-BeF2-ThF4-UF4, then the power control can be done by controlling fuel and coolant flow rate. The goal of this study is to know the effect coolant flow rate change toward PCMSR power. The analysis examined four kinds of coolant flow rate change input, those are step, ramp, exponential, and sinusoidal input. For the step input, the coolant flow rate was changed suddenly. For the ramp input, the flow rate was changed linearly. In the exponential input, the flow rate is increased and decayed following exponential function. In the sinusoidal input, the flow rate experienced fluctuate change periodically by frequency variation of the flow rate. The result of the study showed that 50% of coolant flow rate decreasing causes 63% of PCMSR power decreasing from the previous power. If a fluctuate change occur in the coolant flow rate, the higher fluctuate change (frequency) of the coolant flow rate, the less power response given. At a very fast frequency, the reactor power becomes constant and tends not to respond the flow rate. The the one of the reactor safety aspect due to the reactor will not response very fast changes. The ability of the reactor to ajust its power follow the coolant flow rate is the other safety aspect. Keywords : PCMSR, power control, coolant flow rate, test response
OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Agustina Mega; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (233.895 KB)

Abstract

Telah dilakukan desain High Temperature Fast Reactor (HTFR) tipe pebble dengan bahan bakar uranium plutonium nitrida berpendingin Pb-Bi. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, koefisien reaktivitas void pendingin dan kemampuan breeding reaktor. Perhitungan dilakukan dengan paket program SRAC2K3. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain teras berumur lama dan memiliki fitur keselamatan melekat. Dari penelitian ini diperoleh desain reaktor dengan diameter 520 cm dan tinggi 480 cm. Bahan bakar berbentuk pebble dengan 63 % UN-37 % PuN pada zona core dan 95,5 % UN-4,5 % PuN pada zona blanket. Reaktor tidak kritis setelah kurang lebih 800 hari dan keff pada BoL 1,078223 dan keff setelah 800 hari adalah 0,986379. Dari penelitian ini diperoleh koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar sebesar -2,190014E-05 pada saat BoL dan -1,390773E-05 setelah 800 hari serta koefisien reaktivitas void pendingin sebesar -2,160402E-04/% void pada saat BoL dan setelah 800 hari sebesar -2,942364E-03/% void. Reaktor merupakan jenis fast breeder ditandai dengan naiknya densitas plutonium 239.Kata kunci : desain, teras, HTFR, keselamatan, umur, koefisien reaktivitas. Design of pebble bed type High Temperature Fast Reactor (HTFR) with uranium plutonium nitride fuel and Pb-Bi cooled has been done. The parameters being analyzed were core criticality, fuel temperature coefficient, void coefficient and reactor breeding ability. Calculation was done by using SRAC2K3 computer code. This research is expected to obtaine the design with long life core and inherent safety features. This research obtained core design with a diameter of 520 cm and 480 cm core high. Shaped pebble fuel bed with the 63 % UN-37 % PUN on core zone and 95.5 % UN-4.5 % Pu on blanket zone and keff value is 1.078223 with approximately 800 day of core life. The fuel temperature coefficient is -2.190014E-05 at BOL and is 1.390773E-05 at EOL and void coefficient is -2.160402E-04 /% void at BOL and is -2.942364E-03 /% void at EOL. Reactor has fast breeder feature marked by an increase in the density of plutonium 239. Keywords: design, core, HTFR, safety, core life, coefficient.
MODERATOR TO FUEL RATIO AND URANIUM FRACTION ANALYSIS OF SQUARE LATTICE MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER Dion Bagus Nugraha B; Andang Widi Harto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2442.113 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.2995

Abstract

Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) is a further development of the nuclear reactor Generation IV Reactor Molten Salt Reactor (MSR). MSR TAP generates clean electric power. It has a passive safety, resistance to proliferation, and low cost. MSR TAP can consume the rest of the nuclear fuel/spent nuclear fuel (SNF) of a commercial Light Water Reactor (LWR) fuel or use the main fuel, a salt solution UF4 - LiF - BeF2. MSR TAP uses Zirconium Hydride material for the moderator. This research has a purpose to determine the optimal size of uranium mole fraction on fuel and moderator radius from core design in order to produce optimum enrichment with the value 1 < keff <1.0065 using MCNP5 program. On the other hand, this research also aims to look for the optimum enrichment, which have inherent safety characteristics with αVoid < 0. Variations were made including the changes in the geometry of the moderator radius with a variation of 0.5 cm, 1 cm, 1.5 cm, 2 cm, 2.5 cm, 3 cm, 3.5 cm, 4 cm, and 4.5 cm; and the changes in the fuel uranium molar UF4 - LiF - BeF2 with molar variation of 15%, 20%, 25% and 30%. The geometry of Transatomic Power (MSR TAP) of companies Transatomic Power Corporation was used. The results show that the optimum variation is the salt solution UF4 - LiF - BeF2 with 25 % uranium mole fraction, 2.6 % enrichment and moderator radius of 1.5 cm. The optimum variation gives the keff value of 1.00124 ± 0.00078. The optimum value of reactivity void coefficient is -0.0684. It indicates an inherently safe design.Keywords : Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Uranium Fuel Mole Fraction, Optimum Variation, Moderator, Inherent Safety. ANALISIS FRAKSI URANIUM DAN RASIO MODERATOR – BAHAN BAKAR PADA SQUARE LATTICED MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER. Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) merupakan reaktor nuklir pengembangan lebih lanjut dari Reaktor Generasi IV Molten Salt Reactor (MSR). Reaktor MSR TAP ini menghasilkan daya listrik yang bersih, memiliki keselamatan pasif, mempunyai resistensi terhadap proliferasi, dan memiliki biaya yang rendah. Reaktor ini dapat mengkonsumsi bahan bakar nuklir sisa/spent nuclear fuel (SNF) dari penggunaan bahan bakar Light Water Reactor (LWR) yang komersial atau menggunakan bahan bakar utama yaitu larutan garam UF4 – LiF – BeF2. Moderator yang digunakan pada MSR TAP ini adalah moderator berbahan Zirconium Hydride. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan ukuran perbandingan nilai fraski mol uranium dan jari-jari moderator yang optimal dari dari desain teras Reaktor MSR TAP agar dihasilkan pengayaan yang optimum dengan nilai 1 < keff < 1,0065 menggunakan program MCNP5. Selain itu penelitian ini juga bertujuan mecari pengayaan optimum yang mempunyai sifat keselamatan melekat dengan . Variasi yang dilakukan meliputi perubahan geometri jari-jari moderator dengan variasi 0,5 cm, 1 cm, 1,5 cm, 2 cm, 2,5 cm, 3 cm, 3,5 cm, 4 cm, dan 4,5 cm; dan perubahan molar uranium pada bahan bakar UF4 – LiF – BeF2  dengan variasi persen molar 15%, 20%, 25%, dan 30%. Geometri reaktor yang digunakan dalam silmulasi adalah MSR TAP dari perusahaan Transatomic Power Corporation. Hasil penelitian menunjukkan variasi optimum perbandingan moderator bahan dan fraksi mol bahan bakar larutan garam UF4 – LiF – BeF2 pada fraksi mol uranium bahan bakar pada variasi molar uranium 25% dengan pengayaan 2,6% dan jari-jari moderator 1,5 cm, dengan nilai keff 1,00124±0,00078. Koefisien reaktivitas void yang didapatkan dari variasi optimum tersebut adalah -0,0684 yang menandakan bahwa desain ini telah memenuhi syarat keselamatan melekat.Kata kunci: Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Fraksi mol uranium, Variasi optimum, Moderator, Keselamatan melekat. 
ANALISIS TRANSIEN PADA PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR (PCMSR) M. Makrus Imron; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (600.079 KB)

Abstract

Penggunaan bahan bakar cair berupa garam LiF-BeF2-ThF4-UF4 pada Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) meyebabkan pengendalian daya pada PCMSR dapat dilakukan dengan mengendalikan laju aliran bahan bakar dan pendingin. Sedangkan dari sistem keselamatan, penggunaan bahan bakar cair menjadikan PCMSR memiliki karakter keselamatan melekat (inherent safety) yang baik. Pada penelitian ini telah dilakukan analisis transien PCMSR pada tiga kondisi, yaitu: ketika terjadi perubahan laju aliran bahan bakar, ketika terjadi perubahan laju aliran pendingin dan ketika terdapat kegagalan pada sistem pelepasan panas (loss of heat sink). Penelitian dilakukan dengan memodelkan reaktor pada kondisi tunak menggunakan paket program. Standart Reactor Analysis Code (SRAC). Selanjutnya dari keluaran paket program SRAC diperoleh data data yang meliputi fluks netron,konstanta grup, kontanta peluran prekusor netron, fraksi netron kasip untuk perhitungan transien. Penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran bahan bakar sebesar 50 % dari laju bahan bakar sebelumnya, menyebabkan daya pada PCMSR turun menjadi 78 % dari daya sebelumnya. Dan penurunan laju aliran pendingin sebesar 50 % dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada PCMSR turun menjadi 63 % dari daya sebelumnya. Sedangkan pada saat terjadi loss of heat sink daya PCMSR menunjukkan penurunan.Kata kunci: PCMSR, transien, daya, laju aliran.   The use of liquid fuels in the form of molten salts LiF-BeF2-ThF4-UF4 in Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) makes power control at PCMSR can be done by controlling the flow rate of fuel and coolant. In addition, from safety systems aspect, the use of liquid fuels makes PCMSR has good inherent safety characteristics. In this study transient analysis has been carried out on three conditions of PCMSR, namely when the fuel flow rate is changing, when the coolant flow rate is changing and when there is loss of heat sink condition. This research is conducted with reactor modeling at steady state condition using Standard Reactor Analysis Code (SRAC). Next from SRAC's output, neutron flux, neutron group constant, delayed neutron constant, delayed neutron fraction are obtained for transient calculation. This study showed that the decreasing of fuel flow rate by 50 % from the previous rate of fuel, causing power on PCMSR decreased to 78 % from the previous power. And the decreasing of coolant flow rate by 50 % from the previous rate of fuel, causing power on PCMSR decreased to 63 % from the previous power. Meanwhile, in the event of loss of heat sink showed a decrease of PCMSR's power. Keywords: PCMSR, transient, power, flow rate.
Perancangan Sistem Pengangkatan Air Tenaga Surya di Kecamatan Tepus Kabupaten Gunungkidul Roni Eka Arrohman; Sihana Sihana; Ahmad Agus Setiawan
Teknofisika Vol 1, No 1 (2012)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (20.035 KB)

Abstract

Daerah Desa Purwodadi di Kecamatan Tepus merupakan area perbukitan dengan tanah karst yang kurang mampu menyimpan air. Tanki penampung air hujan (PAH) dibuat masyarakat digunakan untuk memenuhi kebutuhan air sehari-hari. Saat kemarau dan persediaan pada tanki PAH telah habis, maka air harus dibeli dari distributor seharga Rp 100.000,- per Tangki dengan volume 4000 liter. Bagi yang tidak mampu, mereka harus mengambil dari sumber air Sureng yang berjarak 2 km. Sistem pengangkatan air tenaga surya dalam penelitian ini dirancang untuk menggantikan peran kedua pompa yang telah ada pada sistem pemipaan di Sureng (saat ini digerakan oleh mesin genset) yakni memompa air dari sumber air sampai ke Penampung Air Umum dengan debit 0,9 L/s dengan memanfaatkan jaringan pipa yang telah ada. Sistem menggunakan 2 kali pemompaan, pemompaan pertama berfungsi untuk memompa air dari sumber ke reservoir atas bukit dengan head total 105,79 m. Pompa yang dipilih adalah Lorentz PS4000 C-SJ5-25 dengan daya masukan dari panel surya sebesar 2400 Wp dan debit yang dihasilkan 1,1 L/s. Pemompaan kedua berfungsi untuk memompa air dari reservoir atas bukit menuju ke Penampung Utama dengan head total 136,03 m. Pompa yang dipilih Lorentz PS4000 C-SJ5-32 dengan daya masukan dari panel surya sebesar 2800 Wp dan debit yang dihasilkan 0,9 l/s. sistem ini mampu memenuhi 36,5% dari kebutuhan air total penduduk. Pembangunan sistem pengangkatan air tenaga surya ini membutuhkan biaya pengadaan barang sebesar Rp 543.102.427, menghasilkan nilai NPV positif, nilai IRR sebesar 30% jika dibandingkan dengan harga pembelian dari truk tanki dan 34% jika dibandingkan dengan harga pembelian dengan jerigen serta Net B/C lebih besar dari 1 menandakan bahwa sistem ini menguntungkan dari sisi ekonomi.
Pengaruh Bentuk dan Cacah Kubu Sirip pada Aliran di Dalam Pipa Anwar Ramadhan Ritonga; Kutut Suryopratomo; Sihana Sihana
Teknofisika Vol 1, No 2 (2012)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (115.05 KB)

Abstract

Telah dilakukan eksperimen tentang pengaruh dari bentuk dan cacah kubu sirip pada aliran di dalam pipa. Eksperimen ini dilatarbelakangi oleh gagasan Victor Schauberger bahwa penambahan sirip pada pipa dalam sistem aliran fluida di dalam pipa dapat mengurangi friksi pada dinding pipa. Pada eksperimen ini ada dua jenis sirip yang digunakan, yaitu sirip tegak dan sirip lengkung dengan variasi jumlah kubu dan jarak antar kubu untuk masing-masing bentuk sirip. Tujuan dari eksperimen ini adalah untuk mengetahui seberapa besar pengaruh variasi bentuk dan cacah kubu sirip di dalam pipa untuk mengurangi kerugian energi (pressure drop) dengan pipa polos sebagai pembanding. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa penambahan sirip memberikan pengaruh terhadap perubahan nilai reduksi hambatan aliran, untuk variasi jumlah kubu pada sirip tegak memiliki nilai reduksi hambatan aliran sebesar 0,22 % pada jumlah kubu sebanyak 1, sebesar 0,13 % pada jumlah kubu sebanyak 2, sebesar 0,16 % pada jumlah kubu sebanyak 3, sebesar 0,069 % pada jumlah kubu sebanyak 4, dan sebesar 0,063 % pada jumlah kubu sebanyak 5, sedangkan untuk variasi jumlah kubu pada sirip lengkung memiliki nilai reduksi hambatan aliran sebesar 0,19 % pada jumlah kubu sebanyak 1, sebesar 0,19 % pada jumlah kubu sebanyak 2, sebesar 0,13 % pada jumlah kubu sebanyak 3, sebesar 0,19 % pada jumlah kubu sebanyak 4, dan sebesar 0,21 % pada jumlah kubu sebanyak 5. Berdasarkan data tersebut, maka dapat ditarik kesimpulan bahwa variasi jumlah kubu sirip tegak memiliki nilai reduksi hambatan aliran yang semakin menurun seiring dengan penambahan jumlah kubunya, sedangkan untuk variasi jumlah kubu sirip lengkung memiliki nilai reduksi hambatan aliran yang semakin meningkat seiring dengan penambahan jumlah kubunya.
Identifikasi Model Sistem Hidraulik Kendali Tekanan pada Suplai Bahan Bakar Turbin Gas Sihana Sihana; Faridah Faridah; Izzad Abidiy
Teknofisika Vol 2, No 1 (2013)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (213.985 KB)

Abstract

Sistem kendali suplai bahan bakar gas dalam suatu turbin gas dirancang dengan dua katub terhubung seri, yaitu katub stop-rasio (VSR) dan katub kendali gas (VGC). Kedua katub diaktifkan dengan sistem aktuator hidrolik. Katub VGC berfungsi untuk mengendalikan laju aliran bahan bakar ke dalam ruang bakar, sedangkan tekanan gas umpan dikendalikan dengan VSR dengan tujuan agar selalu sesuai dengan tekanan udara keluaran dari kompresor. Identifikasi dinamika suatu sistem pada turbin gas dapat dilakukan untuk mendapatkan parameter sistem dinamik, yang merupakan dasar dalam desain sistem kendali. Identifikasi sistem hidraulik kendali tekanan pada turbin gas dapat dilakukan berdasarkan variabel input laju putaran poros dan variabel output posisi katub suplai bahan bakar. Metode identifikasi dengan ARX dan ARMAX orde 3 akan dibandingkan dalam penelitian ini untuk identifikasi sistem hidraulik pada kendali tekanan suplai bahan bakar gas dengan menggunakan software SCILAB. Hasil identifikasi menunjukan bahwa pendekatan model linear untuk sistem hidraulik pada kendali tekanan suplai bahan bakar turbin gastelah memiliki kinerja yang cukup baik. Identifikasi dengan metode ARMAX menghasilkan kualitas kesesuaian 0,9618, sedangkan pendekatan metode ARX menghasilkan nilai kualitas kesesuaian yang lebih rendah. Hasil identifikasi dengan model ARMAX orde 3 menunjukan adanya komponen fungsi transfer PI dengan gain 0,050 dan periode 3,125 detik sebelum sinyal diteruskan kepada aktuator.
Analisis Sistem Pendingin Pasif Pasca Shutdown Dengan Skenario Severe Accident pada Innovative Molten Salt Reactor (IMSR) Barlian Gumay Limbaran; Andang Widi Harto; Sihana Sihana
Teknofisika Vol 2, No 2 (2013)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (179.398 KB)

Abstract

Telah dilakukan penelitian terhadap sistem pendingin pasif pasca shutdown dengan skenario kecelakaan parah (severe accident) pada Innovative Molten Salt Reactor (IMSR). Pada penelitian ini dilakukan simulasi mengenai perpindahan panas ke arah silo bejana reaktor secara konduksi, konveksi bebas, dan radiasi. Simulasi diasumsikan dalam kondisi kecelakaan parah yaitu kegagalan integritas batas pemisah antara garam bahan bakar 7LiF-BeF2-ThF4-UF4 dengan garam pendingin 6LiF-NaF-KF dan tidak berfungsinya semua alat penukar kalor pada sistem pendingin pasif utama. Dalam kondisi seperti ini suhu fluida garam dipertahankan tidak melebihi titik didihnya 1673 K untuk menghindari potensi kecelakaan yang lebih parah. Dengan demikian satusatunya mekanisme pendinginan alternatif hanya ada pada transfer panas ke arah permukaan silo bejana reaktor yang di dalamnya terdapat saluran untuk air mendidih masuk dan menjadi media penukar panas. Hasil simulasi menunjukkan bahwa performa pendinginan dengan transfer panas konduksi, konveksi bebas, dan radiasi ke arah silo bejana reaktor mampu mengantisipasi panas peluruhan setelah reaktor shutdown. Suhu maksimum dalam bejana reaktor mencapai puncak sekitar 1390 K setelah satu hari reaktor shutdown dan kemudian suhu perlahan turun selama proses pendinginan.
Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Cahyo Ridho Prabudi; Andang Widi Harto; Sihana Sihana
Teknofisika Vol 2, No 2 (2013)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (160.577 KB)

Abstract

Aqueous Homogeneous Ractor (AHR) yang dikaji, termasuk jenis reaktor homogen karena bahan bakar dan moderatornya merupakan fase tunggal. Bahan bakar yang digunakan adalah UO2(NO3)2 yang dilarutkan dalam air. Sedangkan untuk pendingin menggunakan H2O, dengan grafit sebagai reflektor. Batasan masalah hanya terkait aspek kritikalitas pada kondisi steady state. Penelitian dilakukan dengan melakukan variasi ukuran diameter saluran pendingin untuk mendapatkan geometri optimal, serta konsentrasi uranil nitrat dalam bahan bakar dan ketinggian permukaan bahan bakar untuk mengatur kritikalitas reaktor saat beroperasi. Indikator optimal adalah nilai k=±1,1 dan koefisien reaktivitas void negatif. Penelitian dilakukan dengan mensimulasikan 2 buah desain AHR menggunakan metode Monte Carlo, yaitu AHR dengan jumlah saluran pendingin 19 buah dan 91 buah. Dari hasil simulasi didapatkan desain optimal untuk AHR dengan 19 saluran pendingin dicapai pada konsentrasi uranil nitrat 2% dan diameter saluran pendingin 3 cm, sedangkan untuk AHR dengan 91 saluran pendingin dicapai pada konsentrasi uranil nitrat 3% dan diameter saluran pendingin 2 cm. kedua desain memiliki koefisien reaktivitas void, koefisien reaktivitas void bahan bakar dan koefisien reaktivitas void pendingin yang negatif.
Kajian Ilmiah Penyetelan Ulang Parameter Sistem Proteksi Turbin Unit 2 di Star Energy Geothermal Ltd. Muhammad Agha; Sihana Sihana; Nazrul Effendy
Teknofisika Vol 2, No 3 (2013)
Publisher : Departemen Teknik Nuklir & Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1263.796 KB)

Abstract

Semakin bertambahnya jumlah penduduk berarti semakin bertambah pula kebutuhan akan energi listrik. Salah satu solusi untuk memecahkannya yaitu dengan membangun PLTP (Pembangkit Listrik Tenaga Panas Bumi) sebagai penyedia energi listrik ramah lingkungan.Penelitian ini dilakukan untuk mengkaji kinerja dan tingkat kehandalan dari sistem proteksi vibrasi dari turbin unit 2 PLTP Wayang Windu, metode Fault Tree Analysis digunakan untuk mengetahui tingkat kehandalan suatu sistem yang disebut SIL (Safety Integrity Level). PFD (Probability of Failure on Demand) dari masing-masing sub-sistem sensor, sub-sistem logic solver dan sub-sistem aktuator juga dihitung guna menentukan SIL dari sistem tersebut.Menurut aturan IEC 61508, hubungan antara besarnya nilai PFD dengan SIL berbanding terbalik dan terdapat pengklasifikasian untuk mengetahui tingkat kehandalan pada suatu Plant/Kilang. Pada 2 turbin yang ada di PLTP Wayang Windu terdapat perangkat pengaman yaitu TSI (Turbine Supervisory Instrument) Bently Nevada 3500 yang berfungsi untuk merekam getaran pada shaft bearing. Pada Turbin unit 2, penyetelanSet Alert (High) dan Set Danger (High-High) pada TSI sebaiknya di-setting sama dengan TSI pada Turbin unit-1 yaitu pada batas 100 um (High) dan 146 um (High-High). Parameter lain adalah Set Time Delay yang sebaiknya diubah dari 100 milidetik menjadi 3 detik untuk menghindari sinyal palsu yang selama ini sering mematikan turbin sebagai langkah otomasi untuk upayapengamanan dari terjadinya kerusakan yang lebih meluas, padahal kondisi faktualnya getaran yang terjadi sangat singkat dan tidak membahayakan kinerja turbin yang sedang running, justru langkah berupa shut down yang terjadi berulang-ulang ini dapat mengganggu proses produksi dan mengakibatkan kerusakan pada turbin tersebut. Oleh karena itu, penyetelan yang dilakukan akan meningkatkan kehandalan dari sistem proteksi vibrasi pada turbin unit 2.