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 225 Documents
 9   10   11   12   13 
IMPLEMENTATION OF MISSING VALUES HANDLING METHOD FOR EVALUATING THE SYSTEM/COMPONENT MAINTENANCE HISTORICAL DATA Entin Hartini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (988.807 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3159

Abstract

Missing values are problems in data evaluation. Missing values analysis can resolve the problem of incomplete data that is not stored properly. The missing data can reduce the precision of calculation, since the amount of information is incomplete. The purpose of this study is to implement missing values handling method for systems/components maintenance historical data evaluation in RSG GAS. Statistical methods, such as listwise deletion and mean substitution, and machine learning (KNNI), were used to determine the missing data that correspond to the systems/components maintenance historical data. Mean substitution and KNNI methods were chosen since those methods do not require the formation of predictive models for each item which is experiencing missing data. Implementation of missing data analysis on systems/components maintenance data using KNNI method results in the smallest RMSE value. The result shows that KNNI method is the best method to handle missing value compared with listwise deletion or mean substitution.Keywords: missing value, data evaluation, alghorithm, implementation IMPLEMENTASI METODE PENANGANAN DATA HILANG  UNTUK MENGEVALUASI DATA SEJARAH PERAWATAN SISTEM/KOMPONEN. Data hilang merupakan masalah dalam melakukan evaluasi data. Analisis data hilang dapat menyelesaikan permasalahan ketidaklengkapan data yang tidak tersimpan dengan baik. Data yang hilang akan memperkecil presisi dari perhitungan, dikarenakan jumlah informasi yang tidak lengkap. Tujuan dari penelitian ini adalah implementasi  metode penanganan data hilang untuk evaluasi data sejarah perawatan sistem/komponen RSG GAS. Metodologi yang digunakan untuk menentukan data hilang yang berhubungan dengan data sejarah perawatan sistem/komponen adalah statistics, listwise deletion dan mean substitution, dan machine learning (KNNI). Metode mean substitution dan KNNI dipilih karena metode ini tidak memerlukan informasi untuk pembentukan model prediksi untuk setiap item yang mengandung data hilang. Implementasi analisis data hilang pada data perawatan sistem/komponen menggunakan metode KNNI menghasilkan nilai RMSE terkecil. Hasil ini menunjukan bahwa metode KNNI merupakan metode terbaik untuk menangani data hilang dibanding dengan listwise deletion atau mean substitution.Kata kunci: data hilang, evaluasi data, algoritma, implementasi
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%.
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5 Andi Sofrany Ekariansyah; Susyadi Susyadi; Surip Widodo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (373.359 KB)

Abstract

Semua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif (Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5. Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat menunjukkan fenomena  perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5 terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi PCS.Kata kunci: pemodelan, sungkup, AP1000, pasif All advanced power reactors (Generation III+) utilize passive system to transfer heat by natural convection. One of the unique features of advanced power reactor of AP1000 is the presence of passive containment cooling system (PCS) designed to maintain containment pressure below its design pressure for 72 hours without operator intervention. During a design bases accident, such as loss of coolant accident or main steam line break, steam is released into the containment atmosphere and in contact with cooler steel containment vessel. Heat transfer from steam by convection of steam and conduction of steel wall will initiate air heating in the outside space of containment vessel and initiate natural convection of air from the bottom of air baffle due to the change in the air density. This paper is objected to get a containment model of AP1000 for showing the PCS function using RELAP5. Basic function to be focused is heat transfer phenomena from the steam to the wall containment and to the outside air to obtain natural convection of air. The methodology utilized are collecting design data, containment nodalization using RELAP5, and simulation of containment function based on certain design bases event condition. The results of simulation have shown the heat transfer phenomena from inside containment into the outside air by steam condensation and natural convection of the air. RELAP5 calculation of containment model shows an increase in containment pressure above the containment design pressure of 59 psig as compared in the AP1000 design document. That is because the recent RELAP5 modelling did not include the additional cooling of external surface of containment vessel from the the Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST). The result of modeling will be used for further accident analyses of AP1000 involving the PCS function. Keywords: modeling, containment, AP1000, passive
OPTIMIZATION OF COLLIMATOR APERTURE GEOMETRY FOR BNCT KARTINI RESEARCH REACTOR USING MCNPX Ramadhan Valiant Gill S.B.; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 1 (2019): February 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2681.549 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2019.21.1.5049

Abstract

Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is one of the promising cancer therapy modalities due to its selectivity which only kills the cancer cells and does not damage healthy cells around cancer. In principle, BNCT utilizes the high ionization properties of alpha (4He) and lithium (7Li) particles derived from the reaction between epithermal and boron-10 neutrons (10B + n → 7Li + 4He) in cells, where trace distance of alpha and lithium particles is equivalent with cell diameter. The neutron source used in BNCT can come from a reactor, as a condition for conducting BNCT therapy tests, there are five standard parameters that must be met for a neutron source to be used as a source, and the standards come from IAEA. This research is based on simulation using the MCNPX program which aims to optimize IAEA parameters that have been obtained in previous studies by changing the shape of the collimator geometry from cone shape to cylinder with variations diameter from 3, 5 and 10 cm and also the simulation divided into two schemes namely first moderator Al is placed in a position 9.5 cm behind the collimator and the second is the moderator Al is pressed into the base point of the aperture in the collimator. In this work, neutrons originated from Yogyakarta Kartini research reactor have the energy range in the continuous form. The results of the optimization on each scheme of the collimator are compared with the outputs that have been obtained in previous studies where the aperture of the collimator is in the cone shape. The most optimal output obtained from the results is a collimator with a diameter of 5 cm in the second scheme where the results of IAEA parameters that are produced (n/cm2 s) = 2.18E+8, / (Gy-cm2/n) = 6.69E-13, / (Gy-cm2/n) = 2.44E-13,  = 4.03E-01, and J/ = 6.31E-01. These results can still be used for BNCT experiments but need a long irradiation time and when compared to previous studies, the output of the collimator with the diameter of 5 cm is more optimal.Keywords: BNCT, Collimator, IAEA Parameters, MCNPX, Cylindrical shape 
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
DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30 BERPENDINGIN HELIUM Sri Sudadiyo; Jupiter Sitorus Pane
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (731.371 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2016.18.2.2319

Abstract

ABSTRAK DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30 BERPENDINGIN HELIUM. Konsep reaktor daya nuklir yang dikembangkan merupakan jenis reaktor berpendingin gas dengan temperatur tinggi (RGTT). Gas yang digunakan untuk mendinginkan teras RGTT adalah helium. Konsep RGTT ini dapat menghasilkan daya termal 30 MWth sehingga dinamakan RGTT30. Temperatur helium mampu mencapai 700 °C ketika keluar dari teras RGTT30 dan digunakan untuk memanaskan air di dalam steam generator hingga mencapai temperatur 435 °C. Steam generator dihubungkan dengan turbin uap yang dikopel dengan generator listrik untuk membangkitkan daya 7,27 MWe. Uap yang keluar dari turbin dilewatkan kondensor untuk mencairkan uap menjadi air. Rangkaian komponen dari steam generator, turbin, dan kondensor dinamakan sistem turbin uap. Turbin terdiri dari sudu-sudu yang dimaksudkan untuk mengubah tenaga uap kedalam tenaga mekanis berupa putaran. Efisiensi turbin merupakan parameter yang harus diperhatikan dalam sistem turbin uap ini. Tujuan dari makalah ini adalah untuk mengusulkan sudu tipe aksial dan untuk menganalisa perbaikan efisiensi turbin. Metode yang digunakan yaitu aplikasi prinsip termodinamika yang berhubungan dengan konservasi energi dan massa. Perangkat lunak Cycle-Tempo dipakai untuk mendapatkan parameter termodinamika dan untuk mensimulasikan sistem turbin uap berbasis RGTT30. Pertama, dibuat skenario dalam simulasi sistem turbin uap untuk mengetahui efisiensi dan laju aliran massa uap yang diperoleh nilai optimal 87,52 % dan 8,759 kg/s pada putaran 3000 rpm. Kemudian, turbin uap diberi sudu tipe aksial dengan diameter tip 1580 mm dan panjang 150 mm. Hasil yang diperoleh adalah nilai efisiensi turbin uap naik menjadi 88,3 % pada putaran konstan (3000 rpm). Penambahan nilai efisiensi turbin sebesar 0,78 % menunjukkan peningkatan kinerja RGTT30 secara keseluruhan. Kata kunci: Tipe aksial, turbin uap, RGTT30   ABSTRACT PRELIMINARY DESIGN ON STEAM TURBINE OF AXIAL TYPE FOR HELIUM-COOLED RGTT30 CONCEPT. The concept of a nuclear power reactor, which evolves, is high temperature gas-cooled reactor type (HTGR). Gas that is used to cool the HTGR core, is helium. The HTGR concept used in this study can yield thermal power of 30 MWth so that named RGTT30. Helium temperature can reach 700 °C when come out from the RGTT30 core and it is used for heating the water within steam generator to achieve the temperature of 435 °C. The steam generator is connected to a steam turbine, which is coupled with an electricity generator, for generating electric power of 7.27 MWe. The steam that comes out from the turbine is flowed through condenser for changing the steam into water. The component train of steam generator, turbine, and condenser was given the name of steam turbine system. The turbine consists of blades that are intended to transform the steam power into mechanical power in the form of rotational speed. Turbine efficiency is a parameter that must be considered in this steam turbine system. The aims of this paper are to propose blade of axial type and to analyze the efficiency improvement of the turbine. The method used is the application of the thermodynamic principles associated with conservations of energy and mass. Cycle-Tempo software is used to obtain thermodynamic parameters and to simulate the steam turbine system based on RGTT30. Firstly, a scenario is created to model and simulate the steam turbine system for determining the efficiency and the mass flow rate of steam. The optimal values for the efficiency and the mass flow rates at the speed of 3000 rpm are 87.52 % and 8.759 kg/s, respectively. Then, the steam turbine was given the blade of axial type with a tip diameter of 1580 mm and a length of 150 mm. The results obtained are turbine efficiency increasing to 88.3% on constant speed (3000 rpm). Enhancement in the turbine efficiency value of 0.78% showed raising the overall performance of RGTT30. Keywords: Axial type, steam turbine, RGTT30 
EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI Rokhmadi Rokhmadi; Tukiran Surbakti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (602.885 KB)

Abstract

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna (MPR) dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia usianya sudah tua semuanya. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif, disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada. Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain RRI sebagai salah satu persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh nilai koefisien reaktivitas teras RRI dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal dengan konfigurasi teras 5×5 dan daya 20 MW, memiliki panjang operasi satu siklus lebih dari 40 hari. Perhitungan koefisien reaktivitas teras RRI dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi. Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL. Hasil pehitungan digunakan untuk melengkapi data desain konseptual teras yang menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat muat 235U sebesar 450 g, 550 g dan 700 g memiliki nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, temperatur moderator, densitas moderator dan void semuanya negatif dan nilainya sangat bervariasi. Hal ini sudah memenuhi kriteria keselamatan desain konseptual teras RRI.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum, koefisien reaktivitas, WIMS, BATANFUEL The multipurpose of research reactor utilization make many countries build the new reserach reactor. Trend of this reactor for this moment is multipurpose reactor type with a compact core to get high neutron flux at the low or medium level of power. The research reactor in Indonesia right now is already 25 year old. Therefor, it is needed to design a new research reactor as a alternative called it innovative research reactor (IRR) and then as an exchanger for old research reactor. The aim of this research is to complete RRI core design data as a requirement for design lisince. Calculation done is to get the RRI core reactivity coefficients with 5 x5 core configuration and 20 MW of power, has more than 40 days cycle of lenght. The RRI core reactivity coefficient calculation is done for new U-9Mo-Al fuel with variation of densities. The calculation is done by using WIMSD-5B and BATAN-FUEL computer codes. The result of calculation for conceptual design showed that the equilibrium RRI core with 5x5 configuration, 450 g, 550 g and 700 g of fuel loadings have negative reactivity coefficients of fuel temperature, moderator temperature, void fraction and density of moderator but the values of the reactivities are very variative. This results has met the safety criteria for RRI core conceptual design. Keywords: conceptual design, uarium-molibdenum-uarium feul, reactivity coefficient, WIMS, BATAN-FUEL
VALIDATION OF PWR-FUEL CODE FOR STATIC PARAMETERS IN THE LWR CORE BENCHMARK Iman Kuntoro; Surian Pinem; Tagor Malem Sembiring
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (351.268 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.3.4650

Abstract

The PWR-FUEL code is a multi dimensional, multi group diffusion code with nodal and finite difference methods. The code will be used to calculate the fuel management of PWR reactor core. The result depends on the accuracy of the codes in producing the core effective multiplication factor and power density distribution. The objective of this research is to validate the PWR-FUEL code for those cases. The validation are carried out by benchmarking cores of IAEA-2D, KOERBERG-2D and BIBLIS-2D. The all three cases have different characteristics, thus it will result in a good accuracy benchmarking. The calculation results of effective multiplication factor have a maximum difference of 0.014 %, which is greater than the reference values. For the power peaking factor, the maximum deviation is 1.75 % as compared to the reference values. Those results show that the accuracy of PWR-FUEL in calculating the static parameter of PWR reactor benchmarks are very satisfactory.Keywords: Validation, PWR-FUEL code, static parameter. VALIDASI PROGRAM PWR-FUEL UNTUK PARAMETER STATIK PADA TERAS BENCHMARK LWR. Program PWR-FUEL adalah program difusi multi-dimensi, multi-kelompok dengan metode nodal dan metode beda hingga. Program ini akan digunakan untuk menghitung manajemen bahan bakar teras reaktor PWR. Akurasi manajemen bahan bakar teras PWR tergantung pada akurasi program dalam memprediksi faktor multiplikasi efektif teras dan distribusi rapat daya. Untuk itu dilakukan validasi program PWR-FUEL sebagai tujuan dalam penelitian ini.  Validasi PWR-FUEL dilakukan menggunakan teras benchmark IAEA-2D, KOERBERG-2D dan BIBLIS-2D. Ketiga kasus ini mempunyai karaktristik yang berbeda sehingga akan memberikan hasil benchmark yang akurat. Hasil perhitungan faktor multiplikasi efektif terdapat perbedaan maksimum adalah 0,014 % lebih besar dari referensi. Sedangkan untuk perhitungan faktor puncak daya, terdapat perbedaan maksimum 1,75 % dibanding harga referensi. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa akurasi paket program PWR-FUEL dalam menghitung parameter statik benchmark reaktor PWR menunjukkan hasil yang sangat memuaskan.Kata kunci: Validasi, program PWR-FUEL, parameter statik
ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR RSG-GAS Iman Kuntoro; Surian Pinem; Tagor Malem Sembiring
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (236.894 KB)

Abstract

Dalam rangka meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar reaktor RSG-GAS telah dilakukan studi penentuan teras kompak. Hasil perhitungan parameter neutronik menunjukkan bahwa teras kompak dengan menutup empat fasilitas iradiasi (IP) dengan elemen bakar dapat meningkatkan siklus operasi 23,6 %. Selanjutnya perlu dilakukan penentuan parameter kinetik dan analisis transien teras kompak untuk mengetahui keselamatan operasi reaktor. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program WIMS/D4 untuk generasi konstanta difusi sel elemen bakar dan MTRDYN untuk menentukan parameter kinetik dan analisis transien. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa harga fraksi neutron kasip total teras kompak naik 2 % dan umur neutron serempak turun 8,3 % dibandingkan dengan teras setimbang. Temperatur maksimum bahan bakar saat transien pada daya awal 1 W adalah 71,64 0C dan pada daya 1 MW adalah 129,60 0C. Hasil ini menunjukkan bahwa teras kompak RSG-GAS aman digunakan sebagai teras alternatif.Kata kunci: parameter kinetik, transien, reaktor For increasing the efficiency of fuel element of the RSG-GAS reactor, some alternative configuration has been searched to obtain a compact core configuration. Calculation result of the neutronics parameters that the compact core with insertion fuel element to all irradiation facility (IP) can increase operation cycle length to about 23.6 %. Then, it is necessary to calculate the kinetic parameters and transient analysis of the compact core to verify the reactor operation safety. Calculations were performed by means of WIMS/D4 and MTRDYN code for generation of cell diffusion constants and for kinetic parameters and transient analysis respectively. The result showed that the total delayed neutron fraction of compact core increases by 2 % and the prompt neutron lifetime decreases 8.3 % compared to the equilibrium core. Maximum temperature of the fuel element at transient at initial power of 1 W is 71.64 0C and at the power 1 MW is 126.60 0C. The result showed that the compact core of RSG-GAS reactor can be used as alternative core safely. Keywords: kinetic parameter, transient, reactor.
PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe Pande Made Udiyani; Sri Kuntjoro
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (423.859 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.3.2326

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe.  Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor.  Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang. Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif  untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan  akan meningkatkan  ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan. Kata kunci: dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe,  probabilistik,  atmosferik, PC-Cosyma   ABSTRACT THE INFLUENCE OF ATMOSPHERIC CONDITIONS TO PROBABILISTIC CALCULATION OF IMPACT OF RADIOLOGY ACCIDENT ON PWR-1000MWe. The calculation of the radiological impact of the fission products releases due to potential accidents that may occur in the PWR (Pressurized Water Reactor) is required in a  probabilistic. The atmospheric conditions greatly contribute to the dispersion of radionuclides in the environment, so that in this study will be analyzed the influence of atmospheric conditions on probabilistic calculation of the reactor accidents consequences. The objective of this study is to conduct an analysis of the influence of atmospheric conditions based on meteorological input data models on the radiological consequences of PWR-1000MWe accidents. Simulations using PC-Cosyma code with probabilistic calculations mode, the meteorological data input executed cyclic and stratified, the meteorological input data are executed in the cyclic and stratified, and simulated in Muria Peninsula and Serang Coastal. Meteorological data were taken every hour for the duration of the year. The result showed that the cumulative frequency for the same input models for Serang coastal is higher than the Muria Peninsula. For the same site, cumulative frequency on cyclic input models is higher than stratified models. The cyclic models provide flexibility in determining the level of accuracy of calculations and do not require reference data compared to stratified models. The use of cyclic and stratified models involving large amounts of data and calculation repetition will improve the accuracy of statistical calculation values. Keywords: accident impact, PWR 1000 MWe, probabilistic, atmospheric, PC-Cosyma

Page 11 of 23 | Total Record : 225

 9   10   11   12   13 

Filter by Year

2010 2024


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