Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega

tridam
Website

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

Search results for , issue "Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016" : 5 Documents clear

PENGARUH BENTUK ROUTING PERPIPAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA KONVERSI TERHADAP PENURUNAN AKTIVITAS N-16 DI PERMUKAAN TANGKI REAKTOR Veronica Indriati Sri Wardhani; Henky Poedjo Rahardjo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRAK Program konversi reaktor TRIGA 2000 Bandung dari bahan bakar silinder menjadi bahan bakar pelat perlu perancangan sistem pendingin reaktor yang baru. Perancangan sistem pendingin reaktor yang baru tersebut diusahakan tidak banyak mengalami perubahan dari sistem pendingin reaktor yang telah ada, mengingat ruang dan tempatnya tidak mungkin diubah. Oleh karena itu perlu dilakukan analisis untuk memilih routing perpipaan sistem pendingin reaktor TRIGA pelat yang dapat memenuhi persyaratan pendinginan sistem yang sesuai dengan kondisi ruang dan tempat yang telah ada. Mengingat batasan ruang yang ada maka ada 4 (empat) kemungkinan bentuk routing yang bisa dirancang. Dari keempat kemungkinan routing tersebut kemudian dilakukan analisis waktu tempuh partikel N-16 yang memancarkan radiasi gamma (γ) dari teras ke permukaan tangki reaktor. Penelitian dilakukan dengan mengasumsikan rapat massa(ρ) fluida pendingin konstan (fluida inkompresibel), seluruh N-16 yang dihasilkan dalam teras reaktor terangkut ke permukaan tangki reaktor. Hasilnya menunjukkan bahwa routing alternatif 3 adalah yang paling optimum, karena waktu tempuhnya mendekati 5 (lima) kali waktu paruh N16 (36,7047 detik), sehingga aktivitasnya turun dari 100% menjadi 3%nya (A/A0 = 0,0317) dan panjang pipanya masih cukup untuk dimasukkan ke dalam ruang sistem pendingin reaktor yang tersedia. Kata kunci: Routing, perpipaan, aktivitas N-16, waktu paruh, reaktor TRIGA pelat. ABSTRACT The conversion program in 2000 Bandung TRIGA reactor fuel from the cylinder into fuel plates needs a new reactor cooling system design. The design of the new reactor cooling system are devised in such away to not much changed from the existing reactor cooling system, regarding its space and location have no possibility to change. Therefore, pipe routing analysis is required to select the plate type TRIGA reactor cooling system, to meet the cooling requirements of the system, attempted to match with the existing space and location. According to the availability of the existing space, four (4) possibilities of pipe routing can be designed. From the four possibilities of pipe routing, then analyze the travel time of particles N-16, which emits gamma radiation from the core to the surface of the reactor tank. Analysis was performed by assuming a constant cooling fluid density (ρ) (incompressible fluid), the entire N-16 generated in the reactor core is transported to the surface of the reactor tank. The results show that the third alternative pipe routing is the most optimum, due to its approaching transport time is five (5) times the half-life of N-16 (36.7047 sec), so that its activities decreases from 100% to 3% (A/A0 = 0.0317) and the pipe length is still enough to put in the available space reactor cooling system. Keywords: Pipes, routing, N-16 activities, half-life , TRIGA reactor plate type.

THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SMR WITH NATURALLY CIRCULATING PRIMARY SYSTEM DURING LOSS OF FEED WATER ACCIDENT Susyadi Susyadi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT Small Modular Reactors (SMRs) have several advantages over conventional large reactors. With integral and simplified design, application of natural laws for safety system, and lower capital cost this reactor is very suitable to be deployed in Indonesia. One of SMR designs being developed implements natural driving force for its primary cooling system. With such innovative approach, it is important to understand safety implication of the design for all operating circumstances. One of conditions need to be investigated is the loss of feed-water (LoFW) accident. In this study, thermal-hydraulic performance of the SMR with naturally circulating primary system during LoFW accident is analysed. The purpose is to investigate the characteristics of flow in primary system during the accident and to clarify whether the naturally circulating coolant is adequately capable to transfer the heat from core in order to maintain safe condition under considered scenario. The method used is by representing the reactor system into RELAP5 code generic models and performing numerical simulation. Calculation result shows that following the initiating event and reactor trip, primary system flow becomes significantly fluctuated and coolant temperature decreases gradually, while in secondary side steam quality descends into saturated. The primary flow slows down from ~711 kg/s to ~263 kg/s and starts to increase up again at t= ~46 seconds. At the slowest point, fuel centerline and coolant temperatures were ~565 K and ~554 K, showing that temperatures of the fuel and coolant are still below its design limit and saturation point, respectively. This fact reveals that throughout transient the two main thermal hydraulic parameters stay in acceptable values so it could be concluded that under LoFW accident the SMR with naturally circulating primary system is in safe condition. Keywords: SMR, loss of feed water, natural circulation, reactor safety, RELAP5 ABSTRAK Reaktor daya kecil modular (SMR) memiliki beberapa keunggulan dibanding reaktor daya besar konvensional. Dengan disain yang lebih sederhana dan terintegrasi, penerapan hukum alamiah untuk sistem keselamatannya dan biaya modal yang rendah, reaktor ini sangat cocok untuk dibangun di Indonesia. Salah satunya disain SMR yang sedang dikembangkan menerapkan gaya penggerak alami untuk sistim pendingin primernya. Dengan disain seperti itu, adalah sangat penting untuk memahami implikasinya terhadap aspek keselamatan pada seluruh kondisi operasi. Salah satu yang perlu diinvestigasi adalah kecelakaan kehilangan air umpan (LoFW). Pada studi ini, dilakukan analisis kinerja thermal hidrolik SMR yang menggunakan sistim pendinginan primer sirkulasi alam saat kecelakaan LoFW. Tujuannya adalah untuk menginvestigasi karakteristik aliran sistem primer saat kecelakaan LoFW dan untuk memastikan apakah aliran sirkulasi alam cukup untuk memindahkan panas dari teras guna menjaga kondisi tetap aman selama kecelakaan tersebut. Metoda yang digunakan adalah dengan merepresentasikan sistem reaktor ke dalam model-model generik program RELAP5 dan melakukan simulasi numerik. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa setelah kejadian pemicu dan trip reaktor, pada sisi primer laju alirnya berfluktuasi secara signifikan dan temperatur pendinginnya menurun secara bertahap sedangkan pada sisi sekunder kondisi uap berubah menjadi uap jenuh. Laju alir turun dari ~711 kg/detik menjadi ~263 kg/detik sebelum kembali naik lagi pada t=~46 detik. Saat laju alir di titik terendah, temperatur pusat bahan bakar dan fluida pendingin adalah sekitar ~565 K dan ~554 K, yang menujukkan bahwa temperatur bahan bakar masih jauh di bawah batas disain dan temperatur fluidanya juga berada di bawah titik saturasi. Keadaan ini menunjukkan bahwa saat transien kedua parameter utama termohidrolik reaktor tetap dalam kondisi yang dapat diterima sehingga dapat disimpulkan bahwa saat kecelakaan kehilangan air umpan, SMR dengan sistim primer sirkulasi alam tetap dalam kondisi aman. Kata kunci: SMR, kehilangan air umpan, sirkulasi alamiah, keselamatan reaktor, RELAP5

ANALYSIS OF GAMMA HEATING AT TRIGA MARK REACTOR CORE BANDUNG USING PLATE TYPE FUEL Setiyanto Setiyanto; Tukiran Surbakti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT In accordance with the discontinuation of TRIGA fuel element production by its producer, the operation of all TRIGA type reactor of at all over the word will be disturbed, as well as TRIGA reactor in Bandung. In order to support the continuous operation of Bandung TRIGA reactor, a study on utilization of fuel plate mode, as used at RSG-GAS reactor, to replace the cylindrical model has been done. Various assessments have been done, including core design calculation and its safety aspects. Based on the neutronic calculation, utilization of fuel plate shows that Bandung TRIGA reactor can be operated by 20 fuel elements only. Compared with the original core, the new reactor core configuration is smaller and it results in some empty space that can be used for in-core irradiation facilities. Due to the existing of in-core irradiation facilities, the gamma heating value became a new factor that should be evaluated for safety analysis. For this reason, the gamma heating for TRIGA Bandung reactor using fuel plate was calculated by Gamset computer code. The calculations based on linear attenuation equations, line sources and gamma propagation on space. Calculations were also done for reflector positions (Lazy Susan irradiation facilities) and central irradiation position (CIP), especially for any material samples. The calculation results show that gamma heating for CIP is significantly important (0,87 W/g), but very low value for Lazy Susan position (lest then 0,11 W/g). Based on this results, it can be concluded that the utilization of CIP as irradiation facilities need to consider of gamma heating as data for safety analysis report. Keywords: gamma heating, nuclear reactor, research reactor, reactor safety. ABSTRAK Dengan dihentikannya produksi elemen bakar reaktor jenis Triga oleh produsen, maka semua reaktor TRIGA di dunia terganggu operasinya, termasuk juga reaktor TRIGA 2000 di Bandung. Untuk mendukung pengoperasian reaktor TRIGA Bandung, telah dilakukan kajian penggunaan bahan bakar jenis pelat seperti yang digunakan oleh RSG-GAS. Berbagai langkah analisis telah disiapkan, termasuk perhitungan desain teras, dan sistem keselamatannya. Penggunaan elemen bakar tipe pelat menghasilkkan reaktor dapat dioperasikan hanya dengan 20 elemen bakar. Dibandingkan teras aslinya, nampak bahwa teras baru menjadi lebih kecil dan kompak, rapat dayanya naik, tetapi menyisakan beberapa ruang kosong yang dimungkinkan untuk menempatkan fasilitas iradiasi di teras. Dengan adanya fasilitas iradiasi di dalam teras, maka pembangkitan panas gamma di teras menjadi faktor baru yang harus diperhatikan. Untuk alasan ini, telah dilakukan perhitungan pembangkitan panas gamma teras reaktor Triga 2000 Bandung mengunakan program Gamset. Perhitungan didasarkan pada persamaan atenuasi liner, sumber garis dan arah perambatan tiga dimensi. Selain panas gamma di teras, akan dihitung juga panas gamma di reflektor (Lazy Susan), dan di CIP untuk berbagai jenis bahan. Diperoleh hasil bahwa panas gamma di CIP cukup signifikan (0,87 w/g), tetapi di posisi Lazy Susan relatif kecil, rata-rata hanya 0,11 w/g. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa penggunaan CIP untuk iradiasi perlu mempertimbangkan panas gamma dalam perhitungan LAK nya. Kata kunci: panas gamma, reaktor nuklir, reaktor penelitian, keselamatan reaktor

FACTORS INFLUENCING HUMAN RELIABILITY OF HIGH TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR OPERATION Sigit Santoso
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT Operator roles and intervene actions on the operation of gas cooled reactor would be different compared to their roles in other reactor types. Analysis of operator performance and the influencing factors can be conducted comprehensively in Human Reliability Analysis (HRA). Using HRA, the impact of human errors on the system and the ways to reduce human error impact and frequency can be idenfified. The paper discusses factors influencing reactor operator performance to response to the cooling accident of the high temperature gas cooled reactor (HTGR). Analysis and qualification of influencing factors, which are performance shaping factors (PSF), were conducted based on time reliability curve and Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM). Based on time reliability curve, results showed that time variable contributes to the improvement of operator performance (PSF<1), especially when the safety features of the system properly work as in the design. Based on CREAM, it can be identified that in addition to the time variable, human machine interface design and sufficiently training also contribute to the improvement of operator performance. This study found that total PSF equals to 0.25, in which the positive dominant factor is time variable whose PSF is 0.01 and the negative dominant factors are procedure and working cycle whose PSF is 5. Those PSF values reflected the multiplier factors to the human error probability. The analysis of performance shaping factors should be developed on the other operation and accident scenarios of HTGRs prior to be further applied for a comprehensive assessment and analysis of human reliability and for the design of human machine interface system at control room. Keywords: PSF, HTGR, human operator, control room, human reliability ABSTRAK Peran dan tindakan operator pada reaktor berpendingin gas akan berbeda dengan peran operator pada operasi tipe reaktor lain. Analisis unjuk kerja operator dan faktor yang berpengaruh dapat dilakukan secara komprehensif melalui analisis keandalan manusia(HRA). Melalui HRA dampak dari kesalahan manusia pada sistem maupun cara untuk mengurangi dampak dan frekuensi kesalahan dapat diketahui. Makalah membahas faktor yang berpengaruh pada tindakan operator, yaitu pada kejadian kecelakaan pendingin reaktor gas bersuhu tinggi-HTGR. Analisis untuk kualifikasi faktor pembentuk kinerja(PSF) dilakukan berdasarkan kurva keandalan fungsi waktu, dan metode keandalan manusia yang dikembangkan berdasar pada aspek kognitif yaitu Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM). Hasil analisis berdasar kurva keandalan fungsi waktu menunjukkan komponen waktu berkontribusi positif pada peningkatan keandalan operator (PSF<1) pada kondisi semua fitur keselamatan berfungsi sesuai rancangan. Sedangkan pada metoda analisis dengan pendekatan kognitif CREAM diketahui selain faktor ketersediaan waktu, faktor pelatihan dan rancangan HMI juga berkontribusi meningkatkan keandalan operator. Faktor pembentuk kinerja keseluruhan diketahui sebesar 0,25 dengan faktor kontribusi positif dominan atau berpengaruh pada penurunan kesalahan manusia adalah ketersediaan waktu (PSF=0,01), dan faktor kontribusi negatif dominan adalah prosedur dan siklus kerja (PSF=5). Nilai PSF tersebut sebagai faktor pengali dalam perhitungan probabilitas kesalahan manusia. Analisis faktor pembentuk kinerja perlu dikembangkan pada skenario kejadian lain untuk selanjutnya digunakan untuk perhitungan dan analisis keandalan manusia yang komprehensif dan perancangan sistem interaksi manusia mesin di ruang kendali. Kata kunci: PSF, HTGR, operator, ruang kendali, keandalan manusia

CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE Roziq Himawan; Mike Susmikanti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT In the in-service inspection conducted to G.A. Siwabessy reactor’s primary cooling system pipe, it was found the presence of inhomogenity inside of welding part. To verify whether the inhomogenity could be tolerated or not, comparative data from welding pre-service inspection is needed. Unfortunately, this weld wasn’t covered in pre-service inspection. Therefore, this inhomogenity needs to be analyzed. The purpose of this study is to evaluate the stress intensity factor of the inhomogenity, whether it is within a limit value or not and to predict the crack growth. Analysis were performed based on fracture mechanics theory using parameter of stress intensity factor. Two models were used for calculation approach that are plane crack model and semi-elliptic crack model. Hence, in order to predict the length of inhomogenity in the future, crack growth calculations were performed. The results showed that stress intensity values from both two models are remain below fracture toughness value of pipe’s material. Besides that, stress intensity factor from plane crack model is higher than those from semi-elliptic crack model. Under consideration that inhomogenity has an arc shape in actual, thus, stress intensity factor from this inhomogenity still low enough compare to the fracture toughness. Crack growth calculation’s results showed that after 300th cycle of loading, the length of inhomogenity reaches approximately 2 mm. Based on operation data of G.A. Siwabessy reactor, 300 cycle number is corresponds to 30 years operation. Based on these results it could be concluded that the presence of inhomogenity in the welding part does not affect the structure’s integrity of piping system. Keywords : Inhomogenity, fracture mechanics, fracture toughness, stress intensity factor, crack growth ABSTRAK Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak. Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semi-ellips. Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips. Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A. Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan. Kata kunci : Inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan retak

Page 1 of 1 | Total Record : 5

Filter by Year

2016 2016

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

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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