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
 10   11   12   13   14 
KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY Julwan Hendry Purba; D.T. Sony Tjahyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (312.19 KB)

Abstract

Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan. Penggunaan data jenerik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas. Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian. Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8 dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.Kata kunci: Analisis pohon kegagalan, analisis ketidakpastian, probabilitas fuzzy, hukum kombinasi fuzzy Fault tree analysis has been applied to evaluate nuclear power plant safety systems. To perform this analysis, component reliabilities need to be provided well in advance. Since working environment can affect component reliability, it is necessary to directly collect such data from the safety system being evaluated. However, due to lack of resources, such data may be unattainable. Hence, the use of generic data cannot be avoided. Unfortunately, generic data will add uncertainty to the analysis. Monte Carlo simulation has been performed to evaluate such uncertainty. However, this method is not appropriate when components do not have probability distributions of their lifetime to failures. The aim of this study is to propose a new fault tree analysis method which implements fuzzy concepts for quantifying such uncertainty. In the proposed method, fuzzy probabilities represent basic, intermediate as well as top event probabilities and fuzzy combination rules are used to evaluate the overall uncertainty of the fault tree. The proposed method has been performed to evaluate failure probability of the AP1000 accumulator injection system and generate a probability distribution between 8.87E-12 and 8.87E-8 with the point median value of 8.87E-10. This result confirms that the proposed method is feasible to evaluate system fault tree when uncertainty raised by the lack of reliability data is the main focus of the analysis.Keywords: Fault tree analysis, uncertainty analysis, fuzzy probabilities, fuzzy combination rules
PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr(n,n) Syafarudin Syafarudin
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (534.92 KB)

Abstract

Perhitungan tampang lintang reaksi tumbukan neutron dengan target nuklida 94Zr telah dilakukan menggunakan model hampiran Born – gelombang Tererot DWBA dan kod DWUCK-4. Parameter potensial model optik OMP (optical model potential) yang digunakan adalah menurut versi Becchetti-Greenlees, Rapaport dan Walter-Guss. Dari perhitungan diperoleh spektrum tampang lintang total dengan rentang energi tumbuk 1-35 MeV, dan spektrum tampang lintang distribusi energi pada level energi tumbuk 15 MeV. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa ketiga OMP memberikan rekomendasi tampang lintang yang senada baik untuk kurva reaksi elastik (n,n) maupun inelastik (n,n’). Dari perhitungan spektrum tampang lintang distribusi energi diketahui bahwa kesemua versi OMP memberikan harga tampang lintang maksimum reaksi 94Zr(n,n), En = 15 MeV pada kisaran energi hambur yang sama, yaitu 7-8 MeV.Kata kunci: Perhitungan tampang lintang reaksi nuklir, DWBA, OMP, tumbukan neutron, hamburan neutron   The calculation of cross section for neutron and 94Zr nuclide collision has been done using the DWBA model and DWUCK-4 code. The optical model potential (OMP) parameters used for the calculation were based on the Becchetti-Greenlees, Rapaport as well as Walter-Guss versions. A Spectrum of total cross section has been resulted with incoming energy range of 1-35 MeV, and a spectrum of energy distribution of cross section has been resulted at the incoming energy of 15 MeV. The calculation result shows that the three OMPs give similar recommendations on cross section for the elastic reaction (n,n) curve, as well as inelastic reaction (n,n’). It is understood from the calculated energy distribution of cross section, that all those OMPs indicate the maximum cross section for the 94Zr(n,n) reaction, En = 15 MeV at almostly the same outgoing energy level, i.e. 7-8 MeV. Keywords: Nuclear reaction cross section calculation, DWBA, OMP, neutron collision, neutron scattering
STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL Susyadi Susyadi; Hendro Tjahjono; Sukmanto Dibyo; Jupiter Sitorus Pane
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (769.898 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.2.2276

Abstract

Reaktor modular daya kecil (SMR) sangat cocok untuk  dibangun Indonesia, terutama pada lokasi-lokasi dengan kapasitas jaringan listrik yang rendah sehingga investigasi lebih jauh tentang reaktor ini sangat diperlukan. Umumnya SMR memiliki bentuk pembangkit uap yang kompak dan terintegrasi di dalam bejana tekan. Disain tersebut menyebabkan perbedaan pendekatan dalam memproduksi uap dibandingkan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan pembangkit uap tabung-u terbalik. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui karakteristik uap dan pola pembentukkannya di dalam pembangkit uap tipe helikal yang banyak digunakan oleh SMR. Metoda yang dipakai adalah dengan melakukan pemodelan dan perhitungan numerik menggunakan program RELAP5. Dalam pemodelan, aliran air umpan  bertekanan dan temperatur rendah dimasukkan ke dalam tabung helikal sementara aliran fluida bertekanan dan temperatur tinggi, yang mewakili pendingin sistem primer reaktor, berada di sisi luar tabung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa uap yang dihasilkan oleh pembangkit uap helikal bersifat lewat jenuh yakni sekitar 25 K di atas titik jenuhnya. Hal ini memberikan keunggulan komparatif dari segi disain dan operasional pada SMR dibanding reaktor konvensional karena uap lewat jenuh yang dihasilkan dapat mengurangi kerugian turbin dan sekaligus meningkatkan efisiensi termodinamika. Kata kunci: pembangkit uap helikal, SMR, PWR, uap lewat jenuh, RELAP5  Small modular reactor (SMR) is very suitable to be deployed in Indonesia especially for locations having low electrical grid capacity, so  further investigation on the characteritic of this reactor is needed. In general SMR has a compact and integrated-to-vessel steam generator design. This design implies different approach in producing steam as compared to conventional nuclear power plant  having inverted u-tube steam generator. For that reason, this research is intended to investigate the steam characteristic and how it is generated in the helical SG which is widely used in SMR. The method used is through numerical calculation of the SG model using RELAP5 code. In the model, the feed-water which has low pressure and temperature is flown into helical tubes while high pressure and temperatur fluid, which represents reactor primary system coolant, stays in outer side of the tube. Calculation result shows that the steam produced by helical steam generator is superheated, i.e. about 25 K above saturation temperature. This provides comparative advantage to SMR on the design and operational aspects compared to conventional  reactors because the superheated steam it produces can reduce turbine losses and at the same time increase thermodynamic efficiency. Keywords: helical steam generator, SMR, PWR, superheated steam, RELAP5
PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING RELAP5/SCDAP CODE Anhar Riza Antariksawan; Surip Widodo; Hendro Tjahjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1774.057 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3279

Abstract

A postulated loss of coolant accident (LOCA) shall be analyzed to assure the safety of a research reactor. The analysis of such accident could be performed using best estimate thermal-hydraulic codes, such as RELAP5. This study focuses on analysis of LOCA in TRIGA-2000 due to pipe and beam tube break. The objective is to understand the effect of break size and the actuating time of the emergency core cooling system (ECCS) on the accident consequences and to assess the safety of the reactor. The analysis is performed using RELAP/SCDAPSIM codes. Three different break size and actuating time were studied. The results confirmed that the larger break size, the faster coolant blow down. But, the siphon break holes could prevent the core from risk of dry out due to siphoning effect in case of pipe break. In case of beam tube rupture, the ECCS is able to delay the fuel temperature increased where the late actuation of the ECCS could delay longer. It could be concluded that the safety of the reactor is kept during LOCA throughout the duration time studied. However, to assure the integrity of the fuel for the long term, the cooling system after ECCS last should be considered.  Keywords: safety analysis, LOCA, TRIGA, RELAP5 STUDI PARAMETRIK LOCA DI TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP5/SCDAP. Kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) harus dianalisis untuk menjamin keselamatan suatu reaktor riset. Analisis LOCA dapat dilakukan menggunakan perhitungan best-estimate seperti RELAP5. Penelitian ini menekankan pada analisis LOCA di TRIGA-2000 akibat pecahnya pipa dan tabung berkas. Tujuan penelitian adalah memahami efek ukuran kebocoran dan waktu aktuasi sistem pendingin teras darurat (ECCS) pada sekuensi kejadian dan mengkaji keselamatan reaktor. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan RELAP/SCDAPSIM. Tiga ukuran kebocoran dan waktu aktuasi ECCS berbeda dipilih sebagai parameter dalam studi ini.  Hasil perhitungan mengonfirmasi bahwa semakin besar ukuran kebocoran, semakin cepat pengosongan tangki reaktor. Lubang siphon breaker dapat mencegah air terkuras dalam hal kebocoran pada pipa. Sedang dalam hal kebocoran pada beam tube, ECCS mampu memperlambat kenaikan temperatur bahan bakar. Dari studi ini dapat disimpulkan bahwa keselamatan reaktor dapat terjaga pada kejadian LOCA, namun pendinginan jangka panjang perlu dipertimbangkan untuk menjaga integritas bahan bakar.Kata kunci: analisis keselamatan, LOCA, TRIGA, RELAP5
DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI). ESTIMASI DAN ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA Setiyanto Setiyanto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (295.481 KB)

Abstract

Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi refletortor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah. Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis iradiasi.  ABSTRACT The Gamma heating value is an important factor needed for safety analysis of each experiments that will be realized on research reactor core. Gamma heat is internal heat source occurs in each irradiation facilities or any material irradiated in reactor core. This value should be determined correctly because of the safety related problems. The gamma heating value is in general depend on reactor core characteristics, different one and other, and then each new reactor design should be completed by gamma heating data. The Innovative Research Reactor is one of the new reactor design that should be completed with any safety data, including the gamma heating value. For this reasons, calculation and analysis of gamma heating in the hole of reactor core and irradiation facilities in reflector had been done by using of modified and validated Gamset computer code. The result shown that gamma heating value of 11.75 W/g is the highest value at the center of reactor core, higher than gamma heating value of RSG-GAS. However, placement of all irradiation facilities in reflector show that safety characteristics for  irradiation facilities of innovative research reactor more better than RSG-GAS reactor. Regarding the results obtained, and based on placement of irradiation facilities in reflector, can be concluded that innovative research reactor more safe for any irradiation used.
NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION Susyadi Susyadi; Hendro Tjahjono; D.T. Sony Tjahyani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (417.783 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.3.3680

Abstract

A number of Small Modular Reactor designs have been developed by several countries and mostly each comes with specific innovative improvements. One of them is NuScale reactor which implements a steel, small size immersed-in-pool containment system. This new approach derives new challenges as the control for temperature and pressure inside the containment is conducted without any active system. Passive heat transfer and condensation is important parameter that needs to be investigated for this kind of containment design. Hence, this work examines the condensation, pressure and the effect of pool temperature on the capability of the containment to remove heat and maintain integrity passively. The work is performed using numerical simulation by modeling the reactor into RELAP5 code. The calculation result shows that during depressurization, the maximum pressure limit of 5.5 MPa is not exceeded. Besides, the containment design provides enough capability to transfer heat from the containment to the water pool passively. This work also investigates sensitivity analysis of pool temperature which shows that for the increase of about 17 oC, the heat removal from the containment to water pool is only slightly affected with value less than 3 percent.Keywords: Containment, Condensation, RELAP5, NuScale,  Depresurization STUDI NUMERIK PROSES KONDENSASI PADA SISTEM PENGUNGKUNG TERENDAM UNTUK SMR SAAT DEPRESURISASI TAK TERKENDALI. Sejumlah disain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya masing masing  reaktor tersebut memiliki  inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem penggungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan  baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian  temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini.  Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya. Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui. Selain itu, disain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan  analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 oC, pemindahan panas dari  pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.Kata kunci : Pengungkung, Kondensasi, RELAP5, NuScale, Depresurisasi
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP Amir Hamzah
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (490.952 KB)

Abstract

Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan.Kata kunci: PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP. In order to meet the first nuclear power plant in Indonesia, it has been conducted a study and analysis of various aspects of reactor technology. The purpose of this study was to determine the neutron dose rates at the outside of biological shield of NPP PWR 1000 MWe reactor that is a part of the activities described above. The analysis data of radiation dose rate at a specific position is needed to show the level of radiation exposure in those positions. Analysis neutron dose rate is determined based on the results of the analysis of neutron flux. Analysis of flux and neutron spectrum in the reactor core of 1000 MWe PWR performed using MCNP program. The calculation model performed in 9 zones: reactor core, water, baffle, water, barrel, pressure vessel, concrete and the outside air. Determination of the distribution of neutron flux and spectra made to the radial direction to the outside of concrete shield with an accuracy between 10% to 30% in each energy group of 1 and 50 groups. The analysis results of neutron dose rate at the surface of the reactor biological shield of 1000 MWe PWR reactor at full power condition is lower than safety limit value. In terms of neutron radiation exposure, it can be concluded that the two meter thick concrete radiation shielding meets the safety requirements. Key words: PWR NPP, neutron flux, shielding, neutron dose rate, MCNP.
THERMAL-HYDRAULICS PARAMETER ANALYSIS OF THE BANDUNG TRIGA 2000 REACTOR BASED ON CFD AND RELAP5/MOD3.2 Reinaldy Nazar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (784.153 KB)

Abstract

Reactor TRIGA 2000 Bandung is result of upgrading TRIGA Mark II reactor from nominal power of 1 MW becomes 2 MW and has been opened its the operation in the year 2000. In this period change of operation parameters had been occurred, especially the parameter related to thermo-hydraulic aspect, like the height of reactor core temperature and the formation of vapor bubble in the core, which is on the contrary with the safety aspect. Safety is the priority in the reactor operation, hence reactor core temperature and vapor bubble in core need to be reduced. One of methods to reduce the core temperature and vapor bubble formation is the operation at limited power of 1000 kW. To examine the safety margin of Bandung TRIGA 2000 reactor operation at 1000 kW power, the analysis of thermo-hydraulic characteristic have been carried out by theoretical study using computer code of CFD (Computational of Fluid Dynamics) and RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). The result of the study indicates that reactor reaches steady state condition at 1000 kW power in 1500 seconds after critical condition, and maximum temperature of reactor core is in C4 position, whereas the maximum temperature of fuel center, cladding, and cooling water at related fuel are 529.35 °C, 103.12 °C, and 90.67 °C, respectively. Maximum temperature of cladding and primary cooling water at related fuel are below saturation temperature (112.4 °C), so the sub-cooled boiling or bubbling of saturation and vapor bubble formation can be predicted not to be happened. Besides when the reactor was operated at 1200 kW and 1250 kW power was obtained the maximum temperature of fuel cladding are 111.04 °C and 115.53 °C, respectively. This thing informs that, when the reactor was operated up to 1200 kW power sub-cooled boiling has not happened, but when the reactor was operated at 1250 kW power has started the happening of the sub-cooled boiling and the formation of vapour bubble. The result of this study can be used as a valuable information in operating Bandung TRIGA 2000 reactor at the limited power of 1000 kW and revising safety analysis report (SAR) of Bandung TRIGA 2000 reactor.Keywords: Bandung TRIGA 2000 reactor, 1000 kW limited power, thermal-hydraulic aspect, computer code of CFD, computer code of RELAP5/Mod3.2.   Reaktor TRIGA 2000 Bandung merupakan hasil upgrading dari reaktor TRIGA Mark II berdaya nominal 1 MW menjadi 2 MW dan telah diresmikan pengoperasiannya pada tahun 2000. Dalam periode tersebut telah terjadi perubahan parameter operasi, terutama parameter yang berkaitan dengan aspek termohidrolik, seperti suhu teras reaktor yang tinggi dan menyebabkan terjadi pembentukan gelembung uap di dalam teras. Hal ini bertentangan dengan aspek keselamatan. Mengingat masalah keselamatan merupakan hal yang utama, maka perlu dilakukan penurunan suhu teras reaktor dan pengurangan pembentukkan gelembung uap di dalam teras, diantaranya dengan mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya terbatas 1000 kW. Untuk mengetahui tingkat keselamatan pengoperasian reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya 1000 kW, dilakukan analisis karakteristik termohidrolik melalui kajian teoritik menggunakan program computer Computational Fluid Dynamics (CFD) dan RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). Hasil kajian menunjukkan bahwa reaktor mencapai kondisi tunak pada daya 1000 kW setelah 1500 detik reaktor kritis, suhu maksimum bahan bakar di dalam teras reaktor berada di posisi C4 dimana suhu maksimum pusat bahan bakar 529,35 °C, suhu maksimum kelongsong bahan bakar 103,12 °C, dan suhu maksimum pendingin pada posisi bahan bakar terkait 90,67 °C. Suhu maksimum kelongsong bahan bakar dan suhu maksimum pendingin yang diperoleh berharga jauh di bawah suhu saturasi 112,4 °C, sehingga pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap di dalam teras diprediksi tidak terjadi. Selain itu ketika reaktor dioperasikan pada daya 1200 kW dan 1250 kW diperoleh suhu maksimum kelongsong bahan bakar berturut-turut 111,04 °C and 115,53 °C. Hal ini menginformasikan bahwa ketika reaktor dioperasikan hingga daya 1200 kW belum terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi, tetapi ketika reaktor dioperasikan pada daya 1250 kW telah mulai terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap. Hasil kajian ini dapat menjadi informasi dalam mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 pada daya terbatas 1000 kW dan merevisi Laporan Analisis Keselamatan (LAK) reaktor TRIGA 2000 Bandung. Kata kunci: reaktor TRIGA 2000 Bandung, daya 1000 kW, aspek termohidrolik, program komputer CFD, program computer RELAP5/Mod3.2.
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)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (497.232 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2016.18.3.3017

Abstract

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 
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

Page 12 of 23 | Total Record : 225

 10   11   12   13   14 

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