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 14, No 1 (2012): Pebruari 2012" : 5 Documents clear
Evaluasi Parameter Desain Termohidrolika Teras dan Sub Kanal PLTN AP1000 Pada Kondisi Tunak Muh. Darwis Isnaini; Sukmanto Dibyo; Suroso Suroso; Geni Rina S,; Endiah P. Hastuti; Muh. Subekti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (198.87 KB)

Abstract

Telah dilakukan verifikasi dan validasi parameter desain termohidrolika teras PLTN AP1000 pada kondisi steady state. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan computer code CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5. Input yang digunakan untuk CAUDVAP adalah data geometri bejana dan teras (elemen bakar, bypass, core barrel dan selubung teras) dan laju alir total, dengan output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan kecepatan pendingin di teras. Input untuk COBRA-EN adalah data geometri elemen bakar, daya linier, laju alir efektif dan sifat termal elemen bakar dengan output adalah penurunan tekanan di teras aktif, distribusi entalpi, temperatur bahan bakar, temperatur kelongsong, temperatur pendingin, fluks kalor, koefisien hantaran kalor dan DNBR. Sedangkan input untuk RELAP5 adalah data geometeri batang bahan bakar, fluks panas dan laju alir, dengan output adalah penurunan tekanan sepanjang kanal, temperatur kelongsong dan temperatur pendingin. Dari hasil perhitungan CAUDVAP dan deviasinya terhadap data desain diperoleh penurunan tekanansepanjang bejana teras sebesar 271,53 kPa (deviasi -1,26%), dengan distribusi laju alir melalui teras aktif sebesar 48.537,9 ton/jam (deviasi 0,19%), melalui guide thimble dan core barrel sebesar 2944,8 ton/jam (deviasi -3,05%) dan melalui core shroud sebesar 283,2 ton/jam (deviasi 9,98%). Perhitungan penurunan tekanan teras aktif dengan CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 adalah 76,01 kPa, 73,78 kPa dan 73,3 kPa. Perbedaan ini disebabkan karena perubahan luasan dari bagian penyangga teras ke bagian perangkat bahan bakar tidak diperhitungkan di dalam kode COBRA-EN dan RELAP5. Hasil perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal) dengan COBRA-EN diperoleh bahwa temperatur meat perangkat bahan bakar berkisar antara 507,95 – 945,45oC, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar 302,15 – 338,75oC dan DNBR minimum berkisar 2,23 – 6,07. Adapun analisis subkanal terpanas dengan COBRA-EN dan RELAP5 diperoleh temperatur pendingin keluaran masing-masing diperoleh 329,42 oC (deviasi 1,47%) dan 324,51 oC (deviasi -0,05%), fluks kalor maksimum masing-masing diperoleh 1634,13 kW/m2 (deviasi -0,04%) dan 1601,0 kW/m2 (deviasi -2,06%). Keseluruhan parameter termohidrolika yang didapat dari hasil perhitungan, dibandingkan dengan data desain menunjukkan tidak adanya perbedaan yang berarti, sehingga dapat disimpulkan bahwa perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 tersebut valid.
The Analysis of SBWR Critical Power Bundle Using Cobrag Code Yohannes Sardjono; Masanori Aritomi; Larry E. Fennern
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (351.506 KB)

Abstract

The coolant mechanism of SBWR is similar with the Dodewaard Nuclear Power Plant (NPP) in the Netherlands that first went critical in 1968. The similarity of both NPP is cooled by natural convection system. These coolant concept is very related with same parameters on fuel bundle design especially fuel bundle length, core pressure drop and core flow rate as well as critical power bundle. The analysis was carried out by using COBRAG computer code. COBRAG computer code is GE Company proprietary. Basically COBRAG computer code is a tool to solve compressible three-dimensional, two fluid, three field equations for two phase flow. The three fields are the vapor field, the continuous liquid field, and the liquid drop field. This code has been applied to analyses model flow and heat transfer within the reactor core. This volume describes the finitevolume equations and the numerical solution methods used to solve these equations. This analysis of same parameters has been done i.e.; inlet sub cooling 20 BTU/lbm and 40 BTU/lbm, 1000 psi pressure and R-factor is 1.038, mass flux are 0.5 Mlb/hr.ft2, 0.75 Mlb/hr.ft2, 1.00 Mlb/hr.ft2 and 1.25 Mlb/hr.ft2. Those conditions based on history operation of some type of the cell fuel bundle line at GE Nuclear Energy. According to the results, it can be concluded that SBWR critical power bundle is 10.5 % less than current BWR critical power bundle with length reduction of 12 ft to 9 ft.
Efek Perubahan Sudut Kemiringan Terhadap Perpindahan Kalor dan Laju Aliran Air pada Untai Sirkulasi Alamiah Yogi Sirodz Gaos; Mulya Juarsa; Edi Marzuki; Januar Akbar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (262.635 KB)

Abstract

Pelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah (USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air) . Komponen USSA FT- 02 terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o, 45o dan 90o. Temperatur outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5% dan 55,7%.
Disain Sistem Pemantauan Lingkungan Untuk Evaluasi Lepasan Radionuklida dari Subsistem pada Kecelakaan Reaktor Daya PWR Sri Kuntjoro; Sugiyanto Sugiyanto; Pande Made Udiyani; Jupiter Sitorus Pane
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (616.213 KB)

Abstract

PLTN. (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) sebagai sumber energi baru dipilih sebagai alternatif, karena memiliki berbagai kelebihan yaitu ramah lingkungan, pasokan bahan bakar yang tidak bergantung musim, serta harganya yang dapat bersaing dengan pembangkit listrik yang lain. Namun demikian, adanya keraguan sebagian masyarakat tentang keselamatan radiasi PLTN, maka pemerintah harus bisa meyakinkan tentang operasi PLTN yang aman dan selamat. Penelitian tentang disain sistem pemantauan lingkungan untuk evaluasi lepasan radionuklida dari subsistem reaktor dan lingkungan akibat terjadinya kecelakaan pada reaktor daya telah dilakukan. Penelitian dilakukan dengan melakukan perhitungan sebaran radionuklida ke subsistem dan lingkungan serta membuat sistim monitoring radiasi di lingkungan. Sistem monitoring lingkungan terdiri dari system pencacah radiasi, sistem peringatan dini, sistem pengukuran meteorologi, sistem GPS dan system GIS. Sistem pencacah radiasi digunakan untuk mencatat data radiasi, sistem pengukuran meteorologi digunakan untuk mencatat data arah dan kecepatan angin, sedangkan sistem GPS digunakan untuk menentukan data posisi pengukuran. Data tersebut kemudian dikirimkan ke system akuisisi data untuk ditransmisikan ke pusat kendali. Pengumpulan dan pengiriman data dilakukan melalui SMS menggunakan perangkat modem yang ditempatkan di ruang kendali. Ruang kendali menerima data dari berbagai tempat pengukuran. Dalam hal ini ruang kendali memiliki fungsi sebagai SMS gateway. Sistem ini dapat memvisualisasi untuk lokasi pengukuran yang berbeda. Selanjutnya, data posisi dan data radiasi diintegrasikan dengan peta digital. Integrasi sistem tersebut kemudian divisualisasikan dalam personal komputer. Untuk posisi pengukuran terlihat langsung di peta dan untuk data radiasi ditampilkan di monitor dengan tanda lingkaran merah atau hijau yang digunakan sebagai pemonitor batas aman radiasi. Bila tanda lingkaran berwarna merah maka akan menyalakan alarm di ruang kendali, selanjutnya dapat dilakukan tindakan sesuai dengan prosedur kedaruratan nuklir yang ada di PSAR.
Analisis dan Optimasi Desain Sistem Reaktor Gas Temperatur Tinggi RGTT200K dan RGTT200KT Mohammad Dhandhang Purwadi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (167.422 KB)

Abstract

Berdasarkan amanat Perpres No.5/2010, PTRKN-BATANmengembangkan desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi berbasis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yang diberi nama RGTT200K dan RGTT200KT. Desain sistem kedua varian RGTT ini belum optimal dan spesifikasi thermal-flow dari kedua teras reaktor berbeda. Seharusnya  desain konseptual sistem RGTT200K maupun RGTT200KT mempunyai sepsifikasi thermal-flow teras reaktor yang sama, sehingga tidak perlu mendesain dua teras reaktor dengan geometri teras dan bahan bakar yang berbeda. Untuk memenuhi persyaratan tersebut dalam penelitian inidilakukan analisis dan optimasi terhadap desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan tujuan meningkatkan faktor utilisasi energi termal (EUF) dan menyatukan spesifikasi thermal-flow teras reaktor. Analisis sistem RGTT200K dan RGTT200KT dilakukan denganperangkat lunak Cyclepad. Metode volume kendali tetap satu dimensi digunakan dalam Cyclepad untuk menyelesaikan persamaan konservasi dalam volume kendali, oleh karena itu Cyclepad sangat sesuai untuk melakukan desain konseptual sistem siklus termodinamika. Optimasi dilakukandengan penyelesaian persamaan aljabar linier dari model RGTT200K dan RGTT200KT. Dari analisis dan optimasi ini dihasilkan desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan spesifikasi thermal-flow teras sama, dan peningkatan EUF dari 63% menjadi 80,14% (untuk RGTT200K) dan dari 63,6% menjadi 78,02% (untuk RGTT200KT).

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2012 2012


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