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 3 (2013): Oktober 2013" : 5 Documents clear
PENGARUH KONSENTRASI ZrO2 TERHADAP KORELASI PERPINDAHAN PANAS NANOFLUIDA AIR-ZrO2 UNTUK PENDINGIN REAKTOR K.A. Sudjatmi; K. Kamajaya; Efrizon Umar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (617.068 KB)

Abstract

Sejalan dengan perkembangan konsep keselamatan pasif pada sistem keselamatan PLTN, maka sistem perpindahan panas konveksi alam memegang peranan penting. Pemakaian nanofluid sebagai fluida pendingin pada sistem keselamatan nuklir dapat digunakan pada Sistem Pendingin Teras Darurat dan Sistem Pendingin Pengungkung Luar Reaktor. Beberapa peneliti telah melakukan studi desain konseptual aplikasi nanofluid untuk meningkatkan keselamatan AP1000 dan sistem pendingin teras darurat pada reaktor daya eksperimen. Penerapan nanofluida juga mulai dikembangkan melalui hasil penelitian perpindahan panas konveksi alamiah pada sub-buluh dengan nanofluida sebagai fluida kerjanya sangat dibutuhkan. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan pengaruh perubahan konsentrasi ZrO2 terhadap korelasi perpindahan panas konveksi alamiah dengan pendekatan eksperimental. Data eksperimental yang diperoleh digunakan untuk mengembangkan korelasi umum empirik perpindahan panas konveksi alamiah. Metode penelitian dengan menggunakan alat uji sub-buluh vertikal dengan geometri segitiga dan segiempat menggunakan air dan nanofluida air-ZrO2 sebagai fluida kerjanya. Konsentrasi nanopartikel dalam larutan yang digunakan sebesar 0,05 %, 0,10% dan 0,15 % dalam persen berat. Hasil penelitian menunjukan bahwa untuk bilangan Rayleigh yang sama, kemampuan pemindahan kalor oleh nanofluida air-ZrO2 lebih baik dari pada pemindahan kalor oleh air. Namun peningkatan konsentrasi nanofluida tidak selalu mendapatkan kemampuan pemindahan kalor yang lebih baik.Kata kunci: nanofluida air-ZrO2, konveksi alamiah, sub-buluh segitiga, sub-buluh segi segiempat In line with the development of the passive safety concept for the safety systems of nuclear power plants, the natural convection heat transfer system plays an important role. The nanofluid as coolant fluid on nuclear safety system can be used in Emergency core cooling system and in reactor coolant system confinement. Several researchers have studied the conceptual design of nanofluid applications to improve the safety of the AP1000 and the emergency core cooling system at reactor power experiments. Application of nanofluid also began to be developed through the research of natural convection heat transfer in sub-channel. This study aimed to determine the effect of changes in the concentration of ZrO2 on natural convection heat transfer correlation with experimental approaches. The experimental data obtained is used to develop a general empirical correlation of heat transfer of natural convection. Research methods using test equipment vertical sub-channel with triangular and rectangular geometry using water and nanofluid water ZrO2. The concentration of nanoparticles in the solution used by 0.05 %, 0.10 % and 0.15 % in weight percent. The results showed that for the same Rayleigh number, the heat removal capability by nanofluid water-ZrO2 better than the transfer of heat by water. However, increasing the concentration of nanofluid not always get heat removal capability better.Keywords: water-ZrO2 nanofluid, natural convection, triangular sub-channel, rectangular sub-channel
METODE KALIBRASI ONLINE UNTUK PEMANTAUAN KONDISI PERANGKAT INSTRUMENTASI REAKTOR NUKLIR BERBASIS ELECTRICAL SIGNATURE ANALYSIS Syaiful Bakhri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1352.691 KB)

Abstract

Metode electrical signature analysis dewasa ini menjadi alternatif dalam pemantauan kondisi di pembangkit daya reaktor nuklir tidak hanya bagi komponen stationer seperti sensor, untai instrumentasi dan komponen-komponennya, tetapi juga untuk perangkat dinamis seperti motor, pompa, generator dan berbagai jenis aktuator. Untuk menjamin akurasi hasilnya, kalibrasi sistim pemantauan adalah sebuah keharusan yang pada prakteknya biasanya dilakukan secara offline, sangat dibatasi dengan jadwal waktu tertentu dan prosedur keselamatan tertentu. Penelitian ini bertujuan untuk memperkenalkan teknik kalibrasi secara online pada pemantauan kondisi berbasis electrical signature analisis agar perangkat pengukuran dan instrumentasi bisa dijamin akurasinya secara kontinu yang akhirnya juga akan berimplikasi pada keselamatan reaktor secara keseluruhan. Penelitian ini dilakukan secara detil dan bertahap, mulai dari menganalisis teknik kalibrasi secara konvensional, kalibrasi online berdasarkan informasi baseline dan teknik kalibrasi berdasarkan pengaturan perbedaan gain. Teknik kalibrasi secara online berdasarkan pengaturan differential gain dibanding dengan teknik kalibrasi lainnya memberikan hasil terbaik meskipun diberi perbedaan gain yang ekstrim dan kemungkinan pengganggu eksternal seperti catu daya.Kata kunci : pemantauan kondisi, kalibrasi online, electrical signature analysis Electrical signature analysis currently becomes an alternative in condition monitoring in nuclear power plants not only for stationary components such as sensors, measurement and instrumentation channels, and other components but also for dynamic componentssuch as electric motors, pumps, generator or actuators. In order to guarantee the accuracy, the calibration of monitoring systemis anecessary which practically is performed offline, under limited schedules and certain tight procedures. This research aims to introduce online calibration technique for electrical signature condition monitoring in order that the accuracy can be maintained continuously which in turn increases the reactor safety as a whole. The research was performed step by stepin detail from the conventional technique, online calibration using baseline information and online calibration using differential gain adjustment. Online calibration based on differential gain adjustment provides better results than other techniques even tough under extreme gain insertion as well as external disturbances such as supply voltages. Key words : condition monitoring, online calibration, electrical signature analysis
MANAJEMEN KONVERSI TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA TINGKAT MUAT TINGGI Lily Suparlina
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1070.727 KB)

Abstract

Penggunaan bahan bakar tingkat muat tinggi dapat memperpanjang siklus operasi reaktor sampai 40 hari. Telah dilakukan perancangan konversi teras dari silisida tingkat muat rendah menuju tingkat muat tinggi. Manajemen konversi teras dari teras silisida tingkat muat 2,96 gU/cm3 menuju teras silisida 4,8 gU/cm3 dilakukan secara bertahap dengan melakukan perhitungan manajemen bahan bakar dalam teras yang menggunakan paket program perhitungan 2 dimensi Batan-FUEL. Penggantian bahan bakar di teras menggunakan pola pergeseran bahan bakar 5/1 yaitu setiap awal siklus terjadi penggantian 5 buah elemen bahan bakar standar dan 1 buah elemen bahan bakar kendali. Dengan mempertahankan konfigurasi teras yang sudah ada, konversi teras dapat dilakukan melalui simulasi teras campuran 2,96 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 dengan memperhatikan batasan keselamatan reaktor yang dipersyaratkan. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini adalah untuk merancang teras campuran yang akan menghasilkan parameter neutronik yang aman pada teras penuh pertama silisida tingkat muat tinggi. Dalam perancangan ini digunakan batang kendali pengaman untuk menambah margin padam yang berkurang akibat pemuatan bahan bakar tingkat muat tinggi. Hasil analisis menunjukkan bahwa konversi teras silisida tingkat muat 2,96 gU/cm3 menuju 4,8 gU/cm3 dapat dilakukan melalui teras campuran tidak langsung dalam 2 tahap yaitu konversi teras silisida 2,96 gU/cm3 - 3,55 gU/cm3 dan konversi teras silisida 3,55 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 dengan performa yang baik. Keuntungan utama dari penggunaan bahan bakar silisida tingkat muat tinggi 4,8 gU/cm3 dibanding teras silisida tingkat muat rendah 2,96 gU/cm3 pada teras RSG-GAS ialah bahwa panjang siklus operasi dapat lebih panjang 18 hari sehingga dapat menghemat penggunaan bahan bakar.Kata kunci : silisida, BKP, teras campuran, pola 5/1, Batan-FUEL The usage of high density fuel can extend the reactor operation up to 40 days. Designing of low to high density silicide fueled core conversion has been carried out. The management of core conversion was done gradually using 2 dimensional diffusion code Batan-FUEL. Replacement of unused fuel elements in core using fuel elements reshuffle pattern 5/1, which at the beginning of cycle there are 5 fuel elemnts and 1 control element replaced. By maintaining the existing core configuration, the core conversion can be performed through mix core of 2,96 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 silicide fueled with respect to reactor safety limits requirements. Therefore, the objective of this work is to design the mixed cores on the neutronic performance to achieve safely at first full-silicide core for the reactor with the high uranium meat density. In the design, safety rods were used to increase the decreasing minimum shutdown margin due to high density fuel loading. The analyses results show that silicide core conversion of 2,96 gU/cm3 to 4,8 gU/cm3 density can be performed by means of indirect mix core in two steps i.e. silicide of 2,96 g U/cm3 - 3,55 gU/cm3 core conversion and silicide of 3,55 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 conversion with good performance. The main advantage of using high density silicide fuels of 4.8 gU/cm3 than low density silicide fuels of 2.96 gU/cm3 on the RSG-GAS core is that, the operating cycle length of 18 days could be longer in order to save fuel usage. Keywords : silicide, safety rod, mix core, 5.1 pattern, Batan-FUEL
ANALISIS UNSUR MINERAL DAN KORELASINYA DALAM DARAH PENDERITA HIPERTENSI DAN NORMAL DENGAN TEKNIK AAN Theresia Rina Mulyaningsih; Wahyu Sugiarto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (440.096 KB)

Abstract

Ketidakseimbangan mineral dalam tubuh berkontribusi terhadap munculnya hipertensi. Dalam makalah ini telah dicoba untuk mencari perbedaan kadar unsur mineral pada penderita hipertensi dan normal dan korelasi antar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal. Cuplikan darah penderita hipertensi (n=34) dengan usia 29-55 tahun dan sebagai kontrol (n=52) normal dengan usia 28-55 tahun. Analisis unsur mineral dilakukan dengan teknik analisis aktivasi neutron. Untuk mengetahui signifikasi perbedaan kadar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal, telah dilakukan pengujian nilai rerata konsentrasi dengan statistik-t dan korelasi antar unsur ditentukan berdasarkan koefisien korelasinya. Hasil penelitian menunjukkan bahwa terdapat perbedaan kadar unsur dalam darah normal dan penderita hipertensi: < 10% untuk unsur K, Br, Zn, Rb dan Cl; 10-30% untuk unsur Na, Se, Cr dan Fe dan perbedaan >30% untuk unsur Co, Cs dan Cu. Perbedaan yang signifikan terdapat pada Fe (p=0,039) dan Cu (p=0,01) dalam darah. Terdapat korelasi positif antara Fe dan Cu dalam darah penderita hipertensi (r=0,218) dan korelasi negatif pada normal (r = -0,173). Antar unsur mineral dalam darah ada yang berkorelasi positif dan ada juga yang berkorelasi negatif. Jadi kemungkinan perubahan kadar unsur mineral dalam darah dan korelasi antar unsur merupakan faktor yang berkontribusi dalam pathogenesis penderita hipertensi.Kata kunci: korelasi, unsur mineral, darah, penderita hipertensi Mineral imbalance in the body may contribute to the development of hypertension. This paper has attempted to search differences of trace elements level in normal and hypertensive and the correlation between mineral elements in hypertension and normal blood. The research samples was composed of hypertensive patients (n= 34 ) aged 29-55 years and the normal controls (n = 52) aged 28-55 years. Analysis of trace elements was conducted using neutron activation analysis. To determine the significance of differences in levels of mineral elements in the blood hypertension and normal, t-testing of mean concentration and correlations between these elements is determined by the correlation coefficient. The results showed that there were differences in levels of elements in normal and hypertensive blood: <10% for the elements of K, Br, Zn, Rb and Cl; 10-30% for the elements Na, Se, Cr and Fe and difference > 30% for the elements Co , Cs and Cu. There are significant differences in Fe (P = 0.039) and Cu (P = 0.01) in the blood. There is a positive correlation between Fe and Cu in the blood hypertension (r = 0.218) and negative correlation in normal (r = -0.173). Between mineral elements there are positive correlation and there are also a negative correlation in hypertension and normal blood. So the possibility of changes in the blood levels of trace elements and inter-element correlation is a contributing factor in the pathogenesis of hypertension. Keywords: correlation, mineral element, blood, hypertension
PENGARUH GRID PEJARAK DAN NOZZLE TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIKA PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR AP1000 Muh. Darwis Isnaini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (733.472 KB)

Abstract

Grid pejarak berfungsi secara mekanik untuk menambah kekuatan perangkat bahan bakar nuklir (BBN) dari getaran yang ditimbulkan oleh aliran pendingin yang mengalir melalui celah subkanal di dalam perangkat BBN. Oleh sebab itu perlu dilakukan analisis termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak untuk mengetahui pengaruh dipasangnya grid pejarak pada perangkat BBN. Metodologi yang dilakukan melakukan perhitungan penurunan tekanan teras, fluks massa dan koefisien hantaran kalor pada perangkat BBN tanpa grid pejarak dan variasi jumlah grid. Pada analisis subkanal terpanas (SKP) ditekankan pada perbandingan termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak antara SKP tanpa grid pejarak dan SKP dengan 8/2 grid-nozzle, dengan menggunakan kode COBRA-EN. Dibandingkan SKP tanpa grid pejarak, maka pemasangan 8/2 grid-nozzle menyebabkan penurunan tekanan teras meningkat 3,74 kali lipat dari 73,99 kPa menjadi 276,88 kPa, fluks massa pendingin dan koefisien hantaran kalor berfluktuasi pada daerah sekitar grid pejarak, menghasilkan proses pengambilan panas oleh pendingin menjadi lebih efektif. Penurunan tekanan yang semakin besar juga akan berakibat pada nilai fluks kalor kritis (CHF) bertambah besar. Karena daya reaktor tidak berubah, maka fluks kalor cenderung berubah kecuali pada daerah grid, oleh sebab itu nilai DNBR menjadi bertambah besar yang berarti marjin keselamatannya juga bertambah besar. Perhitungan untuk SKP dengan 8/2 grid-nozzle dibandingkan dengan desain diperoleh hasil penurunan tekanan teras sebesar 276,88 kPa (perbedaan 0,68%), temperatur outlet pendingin sebesar 325,54oC (perbedaan 0,21%), fluks kalor maksimum sebesar 1635,16 kW/m2 (perbedaan 0,03%) dan MDNBR sebesar 2,48 (lebih besar 14,06% dari batas minimum korelasi W-3). Penambahan 8/2 grid-nozzle memberikan angka keselamatan yang lebih tinggi.Kata kunci: Pengaruh grid pejarak dan nozzle, analisis termohidrolika, AP1000, COBRA-EN.  One of the spacer grids function was to increase the mechanical strength of fuel assembly from vibration caused by the coolant flow through the subchannels in the fuel assemblies.Therefore, thermal-hydraulics analysis of AP1000 reactor on steady state condition must be carried out to determine the effect of installing the spacer grids in the fuel assemblies. The methodology were making the calculation such as core pressure drops, mass flux and heat transfer coefficient for fuel assemblies without spacer grids and with variation number of spacer grids. The hottest subchannel analysis was focused on the comparative of thermal-hydraulicsof AP1000 reactor on the steady state condition between the hottest subchannel without spacer grids and the hottest subchannel with 8/2 grid nozzle using COBRA-EN code. Compared to the hottest subchannel without spacer grids, the installing 8/2 grid-nozzles on subchannels affected the core pressure drops increased 3.74 times from 73.99 kPa to 276.88 kPa, the coolant mass flux decreased and the heat transfer coefficient fluctuated in the grid spacer region, having an affect on heat transfer process by collant would be more effective. The greater pressure drop would have an affect on increasing the critical heat flux (CHF). Because of the reactor power didn’t change, the heat flux didn’t prone to change, except near the grid spacer region, so the DNBR would increased, its mean that the safety margin would be better. The calculation for the hottest subchannel with 8/2 grid-nozzles compared to the design gave results the core pressure drop was 276.88 kPa (deviation of 0.68%), the coolant outlet temperature was 325.54oC (deviation of 0.21%), the maximum heat flux was 1635.16 kW/m2 (deviation of 0,03%) and the MDNBR was 2.48 (14.06% greater than the W-3 correlation limit). Installing 8/2 grid-nozzles would gave higher safety margin. Keywords: The influence of nozzle and spacer grid, thermal-hydraulic analysis, AP1000, COBRA-EN.

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