cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 1411240X     EISSN : 25279963     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir "TRI DASA MEGA" adalah forum penulisan ilmiah tentang hasil kajian, penelitian dan pengembangan tentang reaktor nuklir pada umumnya, yang meliputi fisika reaktor, termohidrolika reaktor, teknologi reaktor, instrumentasi reaktor, operasi reaktor dan lain-lain yang menyangkut reaktor nukli. Frekuensi terbit tiga (3) kali setahun setiap bulan Februari, Juni dan Oktober.
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011" : 5 Documents clear
DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR A. Hadiwinata; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (359.439 KB)

Abstract

Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari reaktor MSR. Desain reaktor PCMSR membutuhkan tempat khusus penampung sementara bahan bakar pada saat terjadi insiden, misalnya kecelakaan yang menyebabkan peningkatan suhu bahan bakar. Tangki penampung bahan bakar tersusun dari 3 bagian yang saling terhubung yaitu bagian penampung cairan bahan bakar, cerobong (chimney), dan penukar kalor. Dalam penelitian ini, tangki dimodelkan secara lump dan dilakukan variasi daya awal reaktor dan ketinggian cerobong. Syarat batas model ditetapkan suhu bahan bakar maksimum 1400 °C, yang didasarkan pada titik didih larutan garam LiF-BeF2-ThF4-UF4. Analisis dilakukan dengan cara menghitung rugi tekanan total dan transfer kalor untuk variasi daya awal antara 1800-3000 MWth dan ketinggian cerobong antara 1-10 m. Hasil penelitian menunjukan semakin besar daya reaktor, maka tinggi tangki penampung bahan bakar dan tinggi alat penukar kalor yang dibutuhkan akan semakin besar, tejadi kenaikan suhu fluida pendingin dan suhu udara pendingin, dan menyebabkan kenaikan laju aliran masa fluida pendingin, sedangkan laju aliran masa udara menurun. Peningkatan ketinggian cerobong menyebabkan ketinggian tangki penampung bahan bakar dan ketinggian alat penukar kalor semakin menurun, penurunan suhu fluida pendingin, tetapi suhu udara meningkat, dan menyebabkan peningkatan laju aliran masa fluida pendingin, tetapi laju aliran masa udara akan semakin menurun.Kata kunci: PCMSR, cerobong, alat penukar kalor, variasi daya. The Passsive Compact Molten Salat Reactor (PCMSR) reactor is developed from MSR reactor. The PCMSR reactor design requires special place to temporarily storage for reactor fuel when incident occurs, such as when there is an accident which caused the temperature of the fuel increases. The tank consist of three interconnected parts, the reservoir liquid fuel, chimney, and the heat exchanger. In this research, the tank system is modeled based on a lump model and with variation of the initial power and height of chimney. Model boundary conditions set at the maximum fuel temperature of 1400°C, which is based on the molten salt LiF-BeF2-ThF4-UF4. In this analysis, calculation of pressure drop and heat transfer are conducted for 1800-3000 MWth and for chimney height variations were analyzed at height of 1-10 m. Results show that the larger power in reactors, the fuel tank height and the height of heat exchanger equipment required will be greater, increasing cooling fluid temperature and air temperature, increasing cooling fluid mass flow rate while the air mass flow rate decreases. Increasing the height of chimney causes height of the fuel tank and the height of the required heat exchanger decreases, decreasing coolant fluid temperature, but the air temperature will increase, causing cooling fluid mass flow rate will increase but the air mass flow rate will decrease. Keywords: PCMSR, chimney, heat exchanger, power variation
ANALISIS MODEL TERAS 3-DIMENSI UNTUK EVALUASI PARAMETER KRITIKALITAS REAKTOR PWR MAJU KELAS 1000 MW Tagor Malem Sembiring
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (630.024 KB)

Abstract

Setelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304. Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000.Kata kunci: AP1000, kritikalitas, konsentrasi boron kritis, reaktivitas padam After the Fukushima accident, the use of passive safety system becomes an important requirement for the nuclear power plant (NPP). The advanced PWR NPP with 1000 MW (electric) class, designed by Westinghouse, AP1000, a reactor with the passive safety features as well as simple and modular. Before selecting a nuclear power plant, there should be an evaluation of the design parameter. One important parameter in criticality safety is core criticality parameters. Main problem in evaluating the core criticality parameters of the AP1000 is that the material composition data SS304 and H2O in the reflector (top and bottom of core) and the diameter of SS304 absorber are not provided. Therefore the objective of this research is to obtain a three-dimensional model of AP1000 core and it can be applied in the evaluation of the core criticality parameters. The calculation results show that the optimum composition of SS304 and H2O in the top and bottom reflector is 50 vol%, respectively, while the diameter of the SS304 absorber is 0.960 cm. Evaluation of the critical boron concentration showed a significant difference to the design value. Although the main cause of this difference is not clear, but it can be proved that the critical boron concentration is very sensitive to the density of UO2. For shutdown reactivity, AP1000 has a large subcriticality margin for one operating cycle. It can be concluded that the proposed 3-imensional core model of AP1000 can be used as a reference for other core parameter calculation or other analytical tools in order to evaluate the AP1000 reactor design. Keywords: AP1000, criticality, critical boron concentration, shutdown reactivity
ANALISIS SENSITIVITAS TURBULENSI ALIRAN PADA KANAL BAHAN BAKAR PWR BERBASIS CFD Endiah Puji Hastuti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (509.049 KB)

Abstract

Turbulensi aliran pendingin pada proses perpindahan panas berfungsi untuk meningkatkan nilai koefisien perpindahan panas, tidak terkecuali aliran dalam kanal bahan bakar. Program CFD (CFD=computational fluid dynamics), FLUENT adalah program komputasi berbasis elemen hingga (finite element) yang mampu memprediksi dan menganalisis fenomena dinamika aliran fluida secara teliti. Program perhitungan CFD dipilih dalam penelitian ini karena selain akurat juga dapat memberikan visualisasi dengan baik. Penelitian ini bertujuan untuk memahami karakteristika perpindahan panas, massa dan momentum dari dinding rod bahan bakar ke pendingin secara visual, pada medan temperatur, medan tekanan, dan medan energi kinetika pendingin, sebagai fungsi dinamika aliran di dalam kanal, pada kondisi tunak dan transien. Analisis dinamika aliran pada kanal bahan bakar PWR berbasis CFD dilakukan dengan menggunakan sampel data reaktor PWR dengan daya 1000 MWe dengan susunan bahan bakar 17x17. Untuk menguji sensitivitas persamaan aliran yang sesuai dengan model aliran turbulen pada kanal bahan bakar dilakukan pemodelan dengan menggunakan persamaan k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), dan Reynold stress model (RSM). Pada analisis sensitivitas aliran turbulen di dalam kanal digunakan model mesh hexahedral dengan memilih tiga geometri sel yang masing masing berukuran 0,5 mm; 0,2 mm dan 0,15 mm. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis kondisi tunak (steady state), terdapat hasil yang mirip pada model turbulen Ƙ-ε standard dan Ƙ-ω standard. Pengujian terhadap kriteria Dittus Boelter untuk bilangan Nusselt menunjukkan bahwa model Reynold stress model (RSM) direkomendasikan. Analisis sensitivitas terhadap geometri mesh antara sel yang berukuran 0,5 mm, 0,2 mm dan 0,15 mm, menunjukkan bahwa geometri sel sebesar 0,5 mm telah mencukupi. Aliran turbulen berkembang penuh telah tercapai pada model LES dan DES, meskipun hanya dalam waktu singkat (3 s), model LES memerlukan waktu komputasi yang sangat lama dan membutuhkan memori yang besar.Kata kunci: aliran turbulen, kanal PWR, CFD, tunak, transien   Coolant flow turbulence on heat transfer process serves to enhance the heat transfer coefficient, likewise flow in the fuel sub channel. Computational fluid dynamic program, FLUENT is a computational program based on finite element, that is able to predict and analyze the dynamics of fluid flow phenomena, accurately. CFD calculation program is selected in this study because of its accurately and it also can provide good visualization. Purpose of this research was to understand the characteristics of heat transfer, mass and momentum of the fuel rod to the coolant visually on: the temperature field, pressure field, and the kinetic energy field, as a function of the flow dynamics within fuel channel, on steady state and transient condition. Analysis of flow dynamics in the fuel channel base on CFD was done by using the PWR sample data with reactor power of 1000 MWe on 17x17 array of fuel. To examine the sensitivity of the flow equation in accordance with the model of turbulent flow on fuel channel, the turbulence equation model of k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), and Reynold stress model (RSM) for steady state was used, while for transient turbulence model DES and LES are applied. In the sensitivity analysis of turbulent flow, hexahedral mesh model of three cell geometry each are 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, was selected. The analysis shows that there are similar results of turbulen model Ƙ-ε and Ƙ-ω standard, on steady state analysis. Comparing with Dittus Boelter criteria for Nusselt number, the Reynolds stress model (RSM) is recommended. Sensitivity analysis of mesh geometry between cell size 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, indicating that the cell size of 0.5 mm was sufficient. Developed flow already reached on DES and LES model, however only for short time (3 seconds) for transient condition. LES model need very long computation time and big memory. Keywords: turbulence flow, PWR fuel channel, CF, steady state, transient
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX Pande Made Udiyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (320.212 KB)

Abstract

Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident) untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.Kata kunci: karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX Substitute UO2 fuel that low enrichment of uranium is that MOX fuel has a higher enrichment. MOX fuel has a content of plutonium and actinide nuclides a higher than UO2 fuel, which will produce different characteristics of radionuclides for each sub-system of power reactors. Analyzis of radionuclide for each safety sub-system at MOX power reactor aims to determine the characteristics of radionuclides, especially plutonium and actinides consequences. Analyzis has done by calculating and observing the radionuclide for each safety sub-system in normal operation and accident (small LOCA, large LOCA, and severe accident) on PWR-1000 reactors. It can concluded that the use of MOX fuel can add to the radiological consequences to the environment and public, mainly because a larger inventory of radionuclides, including transuranic radionuclides and the actinide group, among others: Pu-239, Am-241, Cm-242, Pu-240, Pu -241 and Pu-242. Keywords : nuclide characteristic, power reactor, fuel, MOX
ANALISIS KANDUNGAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DALAM TEH DAN AIR SEDUHANNYA DENGAN AKTIVASI NEUTRON Th. Rina Mulyaningsih
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (213.653 KB)

Abstract

Kadar unsur logam K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc dan Co dalam 14 sampel teh hijau, teh hitam, teh hitam dengan aroma melati, aroma vanila, bunga rosella dan air seduhan teh telah ditentukan dengan analisis aktivasi neutron. Sampel teh dipilih dari produksi dalam negeri dan diperoleh dari Pasar Swalayan di daerah Serpong. Iradiasi neutron sampel dilakukan di Fasilitas Iradiasi reaktor RSG-GAS pada fluks neutron thermal sekitar sekitar 1013 ncm-2s-1. Prosedur kerja menggunakan SOP yang dikeluarkan oleh FNCA. Sebagai kontrol mutu digunakan SRM-NIST 1573a Tomato leaves dan NIST 1547 Peach leaves. Hasil analisis menunjukkan bahwa konsentrasi semua unsur bervariasi tergantung jenis teh. Konsentrasi Ca, K, Mg dan Mn dalam teh cukup tinggi > 100 mg/kg . Konsentrasi Ca dan K memiliki rentang nilai antara 1135,36-9123,21 dan 1064,41-2473,12 mg/kg serta Mg 2725,6-5528,5; dan Mn 95,38-815,48 mg/kg. Unsur mikroesensial Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb dan Zn memiliki konsentrasi < 100 mg/kg. Sebagian besar unsur dalam teh dilepaskan dalam air seduhan dengan persentase berbeda dengan rentang nilai antara 27,89-68,94 % tergantung jenis sampel teh. Tidak terdeteksi unsur toksik Hg, Cd dan As, kecuali unsur Cr dengan konsentrasi masih cukup rendah. Dengan demikian minuman teh cukup baik menjadi sumber unsur esensial bagi tubuh dan tidak mengandung logam toksik.Kata kunci: analisis unsur, esensial, toksik, teh, aktivasi neutron. Concentration of metal elements K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc and Co from 14 samples of green and black tea with aroma of jasmine, vanilla, rosella flower and tea infusion have been determined by means of neutron activation analysis. The Samples were chosen from the domestic product and were collected from Supermarket in Serpong region. Neutron irradiation of the samples was carried out in the Irradiation Facility of the RSG-GAS reactor at thermal neutron flux in the order of 1013 ncm-2s-1. The working procedures follow the Standard Operating Procedures of FNCA. As of the quality control the reference material of SRM-NIST 1573a Tomato leaves and NIST 1547 Peach leaves.have been applicated. The analysis results show that concentration of the elements variate depending on the sort of tea. Concentration of Ca, K, Mg dan Mn have a rather high value namely > 100 mg/kg. Concentration of Ca and K have values in a range of 1135.36-9123.21 and 1064.41-2473.12 mg/kg as well as Mg of 2725.6-5528.5; and Mn of 95.38-815.48 mg/kg.Concentration of Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb and Zn <100 mg/kg. Most elements in these tea were released into the infusions at defferent percentages in a range of 27.89-68.94% depending on the sort of the tea. There were not detected toxical elements Hg, Cd and As except Cr with low concentration. Therefore tea drink sare adequately good enough as essential elements source and content no toxic elements. Keywords: elemental analysis, essential, toxic, tea, neutron activation.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2011 2011


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 26, No 2 (2024): June 2024 Vol 26, No 1 (2024): February 2024 Vol 25, No 3 (2023): October 2023 Vol 25, No 2 (2023): June 2023 Vol 25, No 1 (2023): February 2023 Vol 24, No 3 (2022): October 2022 Vol 24, No 2 (2022): June 2022 Vol 24, No 1 (2022): February (2022) Vol 23, No 3 (2021): October (2021) Vol 23, No 2 (2021): June 2021 Vol 23, No 1 (2021): FEBRUARY 2021 Vol 22, No 3 (2020): OCTOBER 2020 Vol 22, No 2 (2020): June 2020 Vol 22, No 1 (2020): February 2020 Vol 21, No 3 (2019): October 2019 Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019 Vol 21, No 1 (2019): February 2019 Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018 Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018 Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018 Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015 Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014 Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013 Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012 Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011 Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010 Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010 More Issue