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 15, No 1 (2013): Pebruari 2013" : 5 Documents clear
ANALISA FLUKS KALOR KRITIS PADA PERUBAHAN SUHU PELAT DAN LAJU ALIRAN AIR PENDINGIN UNTUK KASUS PEMANASAN-GANDA DI CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma; Mulya Juarsa; Anhar Riza Antariksawan
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (679.023 KB)

Abstract

Fenomena perpindahan kalor pendidihan pada celah sempit rektangular merupakan fenomena yang berhubungan dengan keselamatan reaktor nuklir. Untuk itu perlu dilakukan penelitian tentang hal tersebut di atas agar didapatkan pemahaman yang benar tentang keselamatan reaktor nuklir dari sisi perpindahan kalor pendidihan dan juga dapat berguna bagi perbaikan desain reaktor generasi selanjutnya. Penelitian difokuskan pada perhitungan fluks kalor selama proses pendinginan di celah sempit rektangular berukuran 1,0 mm, dengan suhu awal pelat rektangular 200 oC, 400 oC , dan 600 oC serta laju aliran air pendingin yang masuk ke dalam celah sempit rektangular 0,1 liter/detik, 0,2 liter/detik, dan 0,3 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran tertentu dengan suhu air 85 oC. Data transien suhu hasil pengukuran direkam melalui sistem akuisisi data (DAS, data acquisition system). Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh hubungan fluks kalor kritis dan koefisien perpindahan kalor terhadap perubahan suhu pelat dan laju aliran air pendingin untuk kasus pemanasan-ganda di celah sempit rektangular. Hasil yang didapatkan menunjukan bahwa pada suatu nilai laju aliran air pendingin yang sama, semakin besar suhu pelat panas maka akan semakin besar pula nilai fluks kalor kritis yang dihasilkan. Sedangkan pada suatu nilai suhu pelat panas yang sama, semakin besar laju aliran air pendingin maka akan menghasilkan nilai koefisien perpindahan kalor yang semakin besar pula. Dengan demikian dapat dikatakan bahwa laju aliran air pendingin dan suhu pelat panas memiliki pengaruh yang signifikan pada nilai fluks kalor kritis dan keofisien perpindahan kalor yang dihasilkan pada proses quenching celah sempit rektangular dengan kasus pemanasan ganda.Kata kunci: pendidihan, kalor, celah sempit, rektangular, aliran Boiling heat transfer phenomena on rectangular narrow gap was related to the safety of nuclear reactors. Research done in order to study the safety of nuclear reactors in particular relating to boiling heat transfer and useful on the improvement of next-generation reactor designs. The research focused on calculation of the heat flux during the cooling process in rectangular narrow gap size 1.0 mm, with initial temperatures 200 °C, 400 °C, and 600 °C, also the flow rates of cooling water 0,1 liters/second, 0,2 liters/second, and 0,3 liters/second. Experiments carried out by injecting water at a certain flow rate with the water temperature 85 °C. Transient temperature measurement data recorded by the data acquisition system. Transient temperature measurement data is used to calculate the flux of heat gain is then used to obtain the heat transfer coefficient. This research aimed to obtain the correlation between critical heat flux and heat transfer coefficient to changes in temperatures and water flow rates for bilaterally-heated cases on rectangular narrow gap. The results obtained for a constant cooling water flow rate, critical heat flux will increase when hot plate temperature also increased. While on a constant hot plate temperature, coefficient heat transfer will increase when cooling water flow rate also increased. Thus it can be said that the cooling water flow rate and temperature of the hot plate has a significant effect on the critical heat flux and heat transfer coefficient resulted in quenching process of vertical rectangular narrow gap with double-heated cases. Keywords: boiling, heat, narrow gap, rectangular, flow
PERHITUNGAN SUHU ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DALAM TABUNG SIPPING TEST MENGGUNAKAN CFD K.A. Sudjatmi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (630.965 KB)

Abstract

Telah dihitung suhu elemen bakar pada perangkat sipping test reaktor TRIGA 2000 Bandung. Perhitungan perlu dilakukan untuk memastikan bahwa suhu elemen bakar masih dibawah atau pada batas suhu elemen bakar yang diizinkan pada saat reaktor beroperasi, sehingga dapat dipastikan bahwa pada pelaksanaan pengujian dengan menggunakan perangkat ini, suhu masih dalam batas keselamatan. Perhitungan dilakukan dengan membuat model tabung sipping test berisi elemen bakar yang dikelilingi oleh 9 buah elemen bakar, sesuai dengan posisi tabung sipping test di teras reaktor, dengan menggunakan GAMBIT. Dimensi model disesuaikan dengan dimensi tabung dan elemen bakar dalam teras reaktor TRIGA 2000 Bandung. Pengoperasian sipping test untuk tiap elemen bakar dilakukan selama 30 menit pada daya 300 kW. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak Computational Fluid Dynamics (CFD) dan sebagai inputan disesuaikan dengan parameter reaktor TRIGA 2000. Simulasi dilakukan pada pengoperasian dari 30, 60, 90, 120 150, 180 sampai 210 menit. Hasil perhitungan menunjukan bahwa suhu pusat bahan bakar dalam tabung sipping test sebesar 236,06 oC, sedangkan suhu dinding elemen bakar adalah sebesar 87,58 oC. Suhu maksimum pusat bahan bakar reaktor TRIGA 2000 pada operasi normal adalah 650 oC, dan tidak diizinkan terjadinya pendidihan di dalam teras reaktor. Jadi dapat disimpulkan bahwa pengoperasian perangkat sipping test masih sangat aman karena suhu bahan bakar berada dibawah batasan suhu bahan bakar yang diizinkan pada kondisi operasi normal demikian juga suhu dinding elemen bakar masih dibawah suhu didih air.Kata kunci: sipping test, TRIGA, elemen bakar, CFD It has been calculated the fuel element temperature in the sipping test of Bandung TRIGA 2000 reactor. The calculation needs to be done to ascertain that the fuel element temperatures are below or at the limit of the allowable temperature fuel elements during reactor operation, ensuring that the implementation of the test by using this device, the temperature is still within safety limits. The calculation is done by making a model sipping test tubes containing a fuel element surrounded by 9 fuel elements, according to the position sipping test tubes in the reactor core, by using Gambit. Dimensional model adapted to the dimensions of the tube and the fuel element in the reactor core of Bandung TRIGA 2000 reactor. Sipping test Operation for each fuel element performed for 30 minutes at 300 kW power. Calculations were performed using CFD software and as input adjusted parameters of TRIGA 2000 reactor. Simulations carried out on the operation of the 30, 60, 90, 120 150, 180 and 210 minutes. The calculation result shows that the temperature of the fuel in tubes sipping test of 236,06 oC, while the temperature of the wall is 87,58 oC . The maximum temperature in the fuel center of TRIGA 2000 reactor in normal operation is 650 oC, and the boiling is not allowed in the reactor. So it can be concluded that the operation of the sipping test device are is very safe because the fuel center temperature is below the temperature limits the allowable fuel under normal operating conditions as well as the fuel element wall temperature is below the boiling temperature of water. Keywords: sipping test, TRIGA, fuel element, CFD
STUDY ON DISCHARGE HEAT UTILIZATION OF 250 MWe PCMSR TURBINE SYSTEM FOR DESALINATION USING MODIFIED MED Andang Widiharto; Atinna Paramita Gunawan
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (592.691 KB)

Abstract

PCMSR (Passive Compact Molten Salt Reactor) is one type of Advanced Nuclear Reactors. The PCMSR has benefit charasteristics of very efficient fuel use, high safety charecteristic as well as high thermodinamics efficiency. This is due to its breeding capability, inherently safe characteristic and totally passive safety system. The PCMSR design consists of three module, i.e. reactor module, turbine module and fuel management module. Analysis in performed by parametric calculation of the turbine system to calculate the turbine system efficiency and the hat available for desalination. After that the mass and energi balance of desalination process are calculated to calculate the amount of distillate produced and the amount of feed sea water needed. The turbine module is designed to be operated at maximum temperature cycle of 1373 K (1200 0C) and minimum temperature cycle of 333 K (60 0K). The parametric calculation shows that the optimum turbine pressure ratio is 4.3 that gives the conversion efficiency of 56 % for 4 stages turbine and 4 stages compressor and equiped with recuperator. In this optimum condition, the 250 MWe PCMSR turbine system produces 196 MWth of waste heat with the temperature of cooling fluid in the range from 327 K (54 0C) to 368 K (92 0C). This waste heat can be utilized for desalination. By using MMED desalination system, this waste heat can be used to produce fresh water (distillate) from sea water feed. The amount of the destillate produced is 48663 ton per day by using 15 distillation effects. The performance ratio value is 2.8727 kg/MJ by using 15 distillation effects.Keywords: PCMSR, discharged heat, MMED desalination PCMSR (Passive Compact Molten Salt Reactor) merupakan salah satu tipe dari Reaktor Nuklir Maju. PCMSR memiliki keuntungan berupa penggunaan bahan bakar yang sangat efisisien, sifat keselamatan tinggi dan sekaligus efisiensi termodinamika yang tinggi. Hal ini disebabkan oleh kemampuan pembiakan bahan bakar, sifat keselamatan melekat serta sistem keselamatan yang secara total bersifat pasif. Desain PCMSR terdiri dari tiga modul, yaitu modul reaktor, modul turbin dan modul pengelolaan bahan bakar. Analisis dilakukan dengan melakukan perhitungan parametrik sistem turbin untuk menghitung efisiensi sistem turbin dan kalor yang tersedia bagi desalinasi. Selanjutnya dilakukan perhitungan neraca massa dan neraca energi proses desalinasi untuk menghitung jumlah distilat yang dihasilkan serta umpan air laut yang dibutuhkan. Modul turbin PCMSR dirancang untuk dapat dioperasikan pada suhu siklus maksimum 1373 K (1200 0C) dan suhu siklus minimum 333 K (60 0K). Perhitungan parametrik menunjukkan bahwa perbandingan tekanan turbin yang optimum adalah 4,3 dan memberikan efisiensi maksimum sebesar 56 % dengan menggunakan 4 tingkat turbin serta 4 tingkat kompresor yang dilengkapi dengan rekuperator. Pada kondisi optimum ini, turbin PCMSR dengan daya keluaran 250 MWe menghasilkan kalor sisa sebesar 196 MWth dengan suhu fluida pendingin berkisar dari 327 K (54 0C) hingga 368 K (95 0C). Kalor sisa ini dapat digunakan untuk memproduksi air tawar dengan cara desalinasi air laut. Dengan menggunakan sistem desalinasi MMED, jumlah destilat yang dapat dihasilkan adalah 48663 ton per hari dengan menggunakan 15 efek destilasi. Nilai rasio performansi adalah 2,8722 dengan menggunakan 15 efek destilasi. Kata kunci: PCMSR, kalor sisa, MMED desalinasi
ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD Pande Made Udiyani; Sri Kuntjoro; Jupiter Sitorus Pane
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (899.796 KB)

Abstract

Antisipasi kecelakaan parah suatu rancangan PLTN menjadi sangat penting dalam penerimaan suatu teknologi PLTN setelah terjadinya kecelakaan parah reaktor nuklir Fukushima di Jepang. Antisipasi tersebut tertuang dalam rencana strategi manajemen kecelakaan reaktor. Berdasarkan permasalahan tersebut maka dilakukan penelitian tentang analisis konsekuensi kecelakaan parah PWR (Pressurized Water Reactor) belajar dari Fukushima untuk manajemen kecelakaan reaktor dengan metode baru yang dikenal dengan nama backwards method (metode hitung mundur). Backwards method adalah menghitung berdasarkan hasil paparan radiasi terukur yang diterima publik untuk mengestimasi besarnya kerusakan pada teras reaktor sebagai sumber utama radiasi di reaktor PLTN. Analisis konsekuensi kecelakaan parah untuk reaktor daya PWR dengan bakwards method telah dilakukan untuk calon tapak potensial di Indonesia seperti Semenajung Muria, Pesisir Serang, tapak dengan Stabilitas C, Stabilitas D, Stabilitas E, dan Stabilitas F. Hasil dari perhitungan backwards method dapat digunakan untuk mengetahui dan verifikasi keparahan kecelakaan suatu reaktor khususnya untuk reaktor PWR dengan kapasitas 1000 MWe untuk tapak di Indonesia.Kata kunci: Kecelakaan parah, PWR, manajemen kecelakaan, backwards method  Anticipation of NPP severe accident becomes very important in nuclear technology after a severe accident at Japan's Fukushima nuclear reactor. Based on these problems then do research on the analysis of the consequences of severe accidents PWR (Pressurized Water Reactor) to learn from the Fukushima reactor accident management with a new method known as the backwards method. Backwards method is based on the results of measurements of radiation exposure received by the public, to estimate of core damage in NPP reactors. Analysis of the consequences of PWR severe accidents with bakwards method has been carried out to potential candidates site in Indonesia as Semenajung Muria, Serang Coastal, site with single weather stability such as C, D, E, and F Stability. The results of the backwards method calculation can be used to determine the severity of the accident and the verification of a particular reactor with a capacity of 1000 MWe PWR to site in Indonesia. Keywords: Severe Accident, PWR, accident management, backwards method
THERMAL NEUTRON FLUX MAPPING ON A TARGET CAPSULE AT RABBIT FACILITY OF RSG-GAS REACTOR FOR USE IN k0-INAA Sutisna Sutisna
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (522.974 KB)

Abstract

Instrumental neutron activation analysis based on the k0 method (k0-INAA) requires the availability of the accurate reactor parameter data, in particular a thermal neutron flux that interact with a targets inside the target capsule. This research aims to determine and map the thermal neutron flux inside the capsule and irradiation channels used for the elemental quantification using the k0-AANI. Mapping of the thermal neutron flux (фth) on two type of irradiation capsule have been done for RS01 and RS02 facilities of RSG-GAS reactor. Thermal neutron flux determined using Al-0,1%Au alloy through 197Au(n,g) 198Au nuclear reaction, while the flux mapping done using statistics R. Thermal neutron flux are calculated using k0-IAEA software provided by IAEA. The results showed the average thermal neutron flux is (5.6±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.6±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.2±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 and (5.3±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 for Polyethylene capsule of 1st , 2nd, 3rd and 4th layer respectively. In the case of Aluminum capsule, the thermal neutron flux was lower compared to that on Polyethylene capsule. There were (3.0±0.2)×10+13 n.cm-2.s-1; (2.8±0.1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3.2±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1 for 1st, 2nd and 3rd layers respectively. For each layer in the capsule, the thermal neutron flux is not uniform and it was no degradation flux in the axial direction, both for polyethylene and aluminum capsules. Contour map of eight layer on polyethylene capsule and six layers on aluminum capsule for RS01 and RS02 irradiation channels had a similar pattern with a small diversity for all type of the irradiation capsule.Keywords: thermal neutron, flux, capsule, NAA Analisis aktivasi neutron instrumental berbasis metode k0 (k0-AANI) memerlukan ketersediaan data parameter reaktor yang akurat, khususnya data fluks neutron termal yang berinteraksi dengan inti sasaran di dalam kapsul target. Penelitian ini bertujuan menentukan dan memetakan fluks neutron termal di dalam kapsul dan kanal iradiasi yang berbeda untuk kuantifikasi unsur-unsur menggunakan k0-AANI. Pemetaan fluks neutron termal (фth) pada dua jenis kapsul iradiasi telah dilakukan untuk kanal RS01 dan RS02 di reaktor RSG-GAS. Fluks neutron termal ditentukan dengan menggunakan paduan Al - 0,1 % Au melalui reaksi nuklir 197Au (n,g) 198Au, sementara pemetaan fluks dilakukan menggunakan statistik R. Fluks neutron termal dihitung menggunakan perangkat lunak k0-IAEA yang disediakan oleh IAEA. Hasil penelitian menunjukkan bawa rata-rata fluk neutron termal adalah (5,6±0,3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5,6±0,4)×10+13 n.cm-2.s-1, (5,2± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 dan (5,3 ± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2, 3 dan 4 pada kapsul polietilena. Dalam kasus kapsul aluminium, fluk neutron termal adalah lebih rendah dibandingkan dengan fluk neutron termal pada kapsul polietilena, yaitu (3,0 ± 0,2) ×10+13 n.cm-2.s-1; (2,8 ± 0,1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3,2 ± 0,3)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2 dan 3. Untuk setiap lapisan dalam kapsul, distribusi fluks neutron termal adalah tidak seragam dan tidak ada degradasi fluk dalam arah aksial, baik untuk kapsul polietilena maupun untuk kapsul aluminium. Peta kontur fluk neutron termal untuk delapan lapisan pada kapsul polietilena dan enam lapisan pada kapsul aluminium untuk kanal iradiasi RS01 dan RS02, memiliki pola yang sama dengan keragaman yang relatif kecil untuk semua jenis kapsul iradiasi. Kata kunci: neutron thermal, fluks, kapsul, AAN

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2013 2013


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