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
 11   12   13   14   15 
PRELIMINARY ANALYSIS OF CORE TEMPERATURE DISTRIBUTION OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR USING RELAP5 Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo; Hendro Tjahjono; Susyadi Susyadi; Puradwi Ismu Wahyono; Anwar Budianto
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 (523.027 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.3.4665

Abstract

High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) is a high temperature reactor type having nuclear fuels formed by small particles containing uranium in the core. One of HTGR designs is Pebble Bed Reactor (PBR), which  utilizes helium gas flowing between pebble fuels in the core. The PBR is also the similar reactor being developed by Indonesia National Nuclear Energy Agency (BATAN) under the name of the Reaktor Daya Eksperimental (RDE) or Experimental Power Reactor (EPR) started in 2015. One important step of the EPR program is the completion of the detail design document of EPR, which should be submitted to the regulatory body at the end of 2018. The purpose of this research is to present preliminary results in the core temperature distribution in the EPR using the RELAP5/SCDAP/Mod3.4 to be complemented in the detail design document. Methodology of the calculation is by modelling the core section of the EPR design according to the determined procedures. The EPR core section consisting of the pebble bed, outlet channels, and hot gas plenum have been modelled to be simulated with 10 MWt. It shows that the core temperature distribution under assumed model of 4 core zones is below the limiting pebble temperature of 1,620 °C with the highest pebble temperature of 1,477.0 °C. The results are still preliminary and requires further researches by considering other factors such as more representative radial and axial power distribution, decrease of core mass flow, and heat loss to the reactor pressure vessel.Keywords: Pebble bed, core temperature, EPR, RELAP5 ANALISIS AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL MENGGUNAKAN RELAP5. High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) adalah reaktor tipe temperatur tinggi yang memiliki bahan bakar nukir dalam bentuk bola-bola kecil yang mengandung uranium. Salah satu desain HTGR adalah reaktor pebble bed (Pebble bed reactor/PBR) yang memanfaatkan gas helium sebagai pendingin yang mengalir di celah-celah bahan bakar bola di dalam teras. PBR juga merupakan tipe reaktor yang sedang dikembangkan oleh BATAN dengan nama reaktor daya eksperimental (RDE) yang dimulai pada 2015. Salah satu tahapan penting dalam program RDE adalah penyelesaian dokumen desain rinci yang harus dikirimkan ke badan pengawas pada akhir 2018. Tujuan penelitian adalah untuk menyajikan hasil-hasil awal pada distribusi temperatur di teras RDE menggunakan RELAP5/SCDAP/Mod3.4  sehingga dapat melengkapi isi dokumen desain rinci. Metode perhitungan adalah dengan memodelkan bagian teras RDE sesuai hasil penelitian sebelumnya.  Bagian teras RDE yang dimodelkan terdiri dari pebble bed, kanal luaran, dan plenum gas bawah yang disimulasikan pada daya 10 MWt. Hasil simulasi menunjukkan bahwa distribusi temperatur teras dengan asumsi pembagian 4 zona teras mendapatkan temperatur tertinggi sebesar 1477 °C yang masih di bawah batasan temperatur di bola bahan bakar yaitu 1620 °C. Hasil yang diperoleh masih estimasi awal dan membutuhkan penelitian lebih lanjut dengan mempertimbangkan faktor-faktor lainnya seperti distribusi daya aksial dan radian yang lebih representatif, pengurangan aliran teras, dan kehilangan panas teras yang diserap oleh bejana reaktor.Kata kunci: Pebble bed, temperatur teras, RDE, RELAP5
PENGARUH NILAI BAKAR TERHADAP INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR TRIGA 2000 K.A. Sudjatmi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (337.083 KB)

Abstract

Bentuk elemen bakar reaktor TRIGA Bandung adalah silinder padat yang merupakan campuran homogen paduan uranium dan zirkonium hidrida. Pada saat reaktor beroperasi, suhu elemen bakar akan bertambah, akibatnya akan menaikan tekanan gas-gas yang ada di dalam kelongsong elemen bakar. Tekanan gas yang timbul dalam kelongsong elemen bakar merupakan penjumlahan tiga komponen tekanan yaitu tekanan akibat udara yang terperangkap antara kelongsong dengan bahan bakar, tekanan oleh gas hasil fisi yang terbentuk dari elemen bakar dan tekanan yang berasal dari pemisahan hidrogen dari paduan zirkonium hidrida. Gas hasil fisi yang terbentuk oleh bahan bakar sebanding dengan besarnya fraksi bakar oleh setiap elemen bakar dalam teras reaktor. Semakin besar fraksi bakar elemen bakar, semakin besar gas gas hasil fisi yang dihasilkannya, akibatnya semakin besar tekanan di dalam kelongsong yang disebabkan oleh gas gas hasil fisi tersebut. Perhitungan jumlah gas-gas hasil fisi dalam kelongsong yang merupakan fungsi dari nilai bakar dilakukan dengan menggunakan program ORIGEN-2. Program ORIGEN-2 adalah kode komputer yang banyak digunakan untuk menghitung hasil fisi, peluruhan dan pengolahan bahan radioaktif. Tampang lintang, presentase timbulnya hasil fisi, data peluruhan, dan data lainnya yang diperlukan disediakan dalam pustaka data selama eksekusi program. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa tekanan gas yang diakibatkan oleh gas hasil fisi adalah 4,13 10-3 psi dan tekanan gas yang diakibatkan udara yang terjebak di dalam kelongsong adalah 56,6 psi, yang mengakibatkan tegangan pada kelongsong sebesar 2080 psi dan nilai ini jauh lebih kecil dari setengah tegangan luluh bahan kelongsong sebesar 12.000 psi pada temperatur 750 oC atau sekitar 40.000 psi pada temperatur 138 oC. Akhirnya dapat disimpulkan bahwa dilihat dari sisi nilai bakar, maka elemen bakar layak digunakan sampai mencapai nilai bakar maksimum.Kata kunci : TRIGA, nilai bakar, elemen bakar, kelongsong. Bandung TRIGA reactor fuel element, which is a homogeneous mixture of uranium and zirconium hydride alloy shaped solid rod. At the time of reactor operation, the fuel temperature will increase with increasing high-power reactor, which will consequently increase the pressure of the gases that exist in the cladding. Pressures that arise in the fuel cladding is the sum of three components of the pressure, there are due to trapped air between the fuel cladding, fission gas pressure by forming and pressure stemming from the separation of hydrogen from zirconium hydride alloy. Fission gases generated by fuel depends on fuel burnup. The larger the value of a fuel burn, the greater the gaseous fission gases produced, consequently the greater the pressure inside the cladding caused by fission gas. The calculation of the amount of fission gases in the cladding which is a function of the fuel carried by using the program ORIGEN-2. ORIGEN-2 is a widely used computer code for calculating the build up, decay and processing of radioactive materials. The cross sections, fission product yields, decay data, decay photon data are either hard wired in the program or are made available as data libraries during the execution of the code. From the calculation results can be concluded that the gas pressure caused by fission gas is very small (4.13 10-3 psi) compared to the gas pressure caused by air trapped in the cladding that is equal to 56.6 psi, which resulted the cladding stres at 2080 psi. To ensure the integrity of fuel element cladding, the stress that occurs in the fuel cladding must be less than half the yield stress of cladding material, 12,000 psi at a temperature of 750 °C or about 40,000 psi at a temperature of 138 oC. It can be concluded that from the side of the fuel, then the fuel possible for use until the fuel burnup reaches a maximum value, in other words, the age of the fuel does not depend on the burnup of the fuel element. Keywords : TRIGA, burnuup, fuel element, cladding.
KARAKTERISTIK PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI ALAMIAH ALIRAN NANOFLUIDA AL2O3-AIR DI DALAM PIPA ANULUS VERTIKAL Reinaldy Nazar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (879.849 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2016.18.1.2328

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISTIK PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI ALAMIAH ALIRAN NANOFLUIDA AL2O3-AIR DI DALAM PIPA ANULUS VERTIKAL. Hasil beberapa penelitian menunjukan bahwa nanofluida memiliki karakteristik termal yang lebih baik dibandingkan dengan fluida konvensional (air). Berkaitan dengan hal tersebut, saat ini sedang berkembang pemikiran untuk menggunakan nanofluida sebagai fluida perpindahan panas alternatif pada sistem pedingin reaktor. Sementara itu, konveksi alamiah di dalam pipa anulus vertikal merupakan salah satu mekanisme perpindahan panas yang penting dan banyak ditemukan pada reaktor riset TRIGA, reaktor daya generasi baru dan alat konversi energi lainnya. Namun disisi lain karakteristik perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal belum banyak diketahui. Oleh karena itu penting dilakukan secara berkesinambungan penelitian-penelitian untuk menganalisis perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal. Pada penelitian telah dilakukan analisis numerik menggunakan program computer CFD (computational of fluids dynamic) terhadap karakteristik perpindahan panas konveksi alamiah aliran nanofluida Al2O3-air konsentrasi 2% volume di dalam pipa anulus vertikal. Hasil kajian ini menunjukkan terjadi peningkatan kinerja perpindahan panas (bilangan Nuselt- NU) sebesar 20,5% - 35%. Pada moda konveksi alamiah dengan bilangan 2,4708e+09 £ Ra £ 1,9554e+13 diperoleh korelasi empirik untuk air adalah dan korelasi empirik untuk nanofluida Al2O3-air adalah   Kata kunci: Nanofluida Al2O3-air, konveksi alamiah, pipa anulus vertikal     ABSTRACT THE CHARACTERISTICS OF NATURAL CONVECTIVE HEAT TRANSFER OF AL2O3–WATER NANOFLUIDS FLOW IN A VERTICAL ANNULUS PIPE. Results of several research have shown that nanofluids have better thermal characteristics compared to conventional fluid (water). In this regard, currently developing ideas for using nanofluids as an alternative heat transfer fluid in the reactor coolant system. Meanwhile the natural convection in a vertical annulus pipe is one of the important mechanisms of heat transfer and is found at the TRIGA research reactor, the new generation nuclear power plants and other energy conversion devices. On the other hand the heat transfer characteristics of nanofluids in a vertical annulus pipe has not been known. Therefore, it is important to do research continuously to analyze the heat transfer nanofluids in a vertical annulus pipe. In the research has been carried out numerical analysis by using computer code of CFD (computational of fluids dynamic) on natural convection heat transfer characteristics of nanofluids flow of Al2O3-water 2% volume in the vertical annulus pipe. The results showed an increase in heat transfer performance (Nusselt numbers - NU) by 20.5% - 35%. In natural convection mode with Rayleigh numbers 2.4708e+09 £ Ra £ 1.9554e+13 obtained empirical correlations for water is and empirical correlations for Al2O3-water nanofluids is .   Keywords: Al2O3-water nanofluids, the natural convection, the vertical annulus pipe
ANALISIS UNSUR MINERAL DAN KORELASINYA DALAM DARAH PENDERITA HIPERTENSI DAN NORMAL DENGAN TEKNIK AAN Theresia Rina Mulyaningsih; Wahyu Sugiarto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

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

Abstract

Ketidakseimbangan mineral dalam tubuh berkontribusi terhadap munculnya hipertensi. Dalam makalah ini telah dicoba untuk mencari perbedaan kadar unsur mineral pada penderita hipertensi dan normal dan korelasi antar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal. Cuplikan darah penderita hipertensi (n=34) dengan usia 29-55 tahun dan sebagai kontrol (n=52) normal dengan usia 28-55 tahun. Analisis unsur mineral dilakukan dengan teknik analisis aktivasi neutron. Untuk mengetahui signifikasi perbedaan kadar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal, telah dilakukan pengujian nilai rerata konsentrasi dengan statistik-t dan korelasi antar unsur ditentukan berdasarkan koefisien korelasinya. Hasil penelitian menunjukkan bahwa terdapat perbedaan kadar unsur dalam darah normal dan penderita hipertensi: < 10% untuk unsur K, Br, Zn, Rb dan Cl; 10-30% untuk unsur Na, Se, Cr dan Fe dan perbedaan >30% untuk unsur Co, Cs dan Cu. Perbedaan yang signifikan terdapat pada Fe (p=0,039) dan Cu (p=0,01) dalam darah. Terdapat korelasi positif antara Fe dan Cu dalam darah penderita hipertensi (r=0,218) dan korelasi negatif pada normal (r = -0,173). Antar unsur mineral dalam darah ada yang berkorelasi positif dan ada juga yang berkorelasi negatif. Jadi kemungkinan perubahan kadar unsur mineral dalam darah dan korelasi antar unsur merupakan faktor yang berkontribusi dalam pathogenesis penderita hipertensi.Kata kunci: korelasi, unsur mineral, darah, penderita hipertensi Mineral imbalance in the body may contribute to the development of hypertension. This paper has attempted to search differences of trace elements level in normal and hypertensive and the correlation between mineral elements in hypertension and normal blood. The research samples was composed of hypertensive patients (n= 34 ) aged 29-55 years and the normal controls (n = 52) aged 28-55 years. Analysis of trace elements was conducted using neutron activation analysis. To determine the significance of differences in levels of mineral elements in the blood hypertension and normal, t-testing of mean concentration and correlations between these elements is determined by the correlation coefficient. The results showed that there were differences in levels of elements in normal and hypertensive blood: <10% for the elements of K, Br, Zn, Rb and Cl; 10-30% for the elements Na, Se, Cr and Fe and difference > 30% for the elements Co , Cs and Cu. There are significant differences in Fe (P = 0.039) and Cu (P = 0.01) in the blood. There is a positive correlation between Fe and Cu in the blood hypertension (r = 0.218) and negative correlation in normal (r = -0.173). Between mineral elements there are positive correlation and there are also a negative correlation in hypertension and normal blood. So the possibility of changes in the blood levels of trace elements and inter-element correlation is a contributing factor in the pathogenesis of hypertension. Keywords: correlation, mineral element, blood, hypertension
CARBON DUST IN PRIMARY COOLANT OF RDE: ITS PROBLEM AND SOLUTION Sriyono Sriyono; Topan Setiadipura; Geni Rina Sunaryo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (736.059 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.2.4456

Abstract

There are two kinds of impurities in primary coolant of Reaktor Daya Eksperimental (RDE) i.e. gaseous and particulate impurities. Carbon dust as a particulate impurity is generated from abrasion of pebble friction in the core and friction between pebble and refueling pipelines. Due to negative impact to the system, structure and component (SCC), therefore carbon dust must be removed from primary coolant. This paper discusses the carbon dust removal in RDE. The objected of the research is to analyze the helium purification system (HPS) capability of removing carbon dust through particle size distribution analysis. The carbon dust size particle varies from 0.1 µm up to 10 µm regarding to the experiences of high temperature gas cooled reactor (HTGR) operation. Three models have been made by using ChemCAD. First model was using single filter, second model was using 2 filters in series and the last one was using both double filters in series and cyclone. The dust removal total efficiency of first model is 88.70 %, the second model is 98.10% and the last one is 98.89%. The highest efficiency of 98.98 % was achieved in the model that used both double filters and cyclone. The cyclone should be installed in HPS of RDE if there are coarse carbon dust particle, which was found in the primary coolant to increase its dust removal capability.Keywords: Carbon dust problem, primary coolant, particle size distribution, RDE DEBU KARBON PADA PENDINGIN PRIMER RDE: PERMASALAHAN DAN SOLUSINYA. Ada dua jenis pengotor pada pendingin primer RDE yaitu pengotor berbentuk gas dan partikel padat. Debu karbon adalah salah satu pengotor berbentuk partikel padat. Debu ini dihasilkan dari gesekan antara bahan bakar di teras dan gesekan antara bahan bakar dengan pipa pengisian bahan bakar. Karena berdampak negatif terhadap sistem, struktur dan komponen (SSK), maka debu karbon tersebut harus dibersihkan dari pendingin primer. Makalah ini membahas proses pembersihan debu karbon pada pendingin RDE. Tujuan penelitian ini adalah untuk memahami kemampuan sistem pemurnian helium (SPH) dari RDE dalam menghilangkan debu karbon melalui analisis distribusi ukuran partikel. Ukuran distribusi debu karbon divariasikan dari 0,1 µm sampai dengan 10 µm berdasarkan pengalaman operasi HTGR. Tiga model telah dibuat menggunakan perangkat lunak ChemCAD. Model pertama menggunakan filter tunggal, model kedua menggunakan 2 filter yang disusun secara serial dan yang ketiga adalah model menggunakan 2 filter dan cyclone. Efisiensi total pembersihan debu karbon dari model yang pertama 88,70 %, model yang kedua adalah 98,10% and model yang terakhir adalah 98,89%.  Efisiensi pembersihan debu karbon tertinggi yaitu 98,98% diperoleh pada model yang menggunakan 2 filter dan cyclone. Untuk meningkatkan kemampuan pembersihan debu karbon, desain SPH RDE perlu ditambahkan cyclone jika ditemukan partikel debu karbon kasar pada saat beroperasi.Kata kunci: permasalahan debu karbon, pendingin primer RDE, distribusi ukuran partikel
PEMODELAN TERAS UNTUK ANALISIS PERHITUNGAN KONSTANTA MULTIPLIKASI REAKTOR HTR-PROTEUS Zuhair Zuhair; Suwoto Suwoto; Ign. Djoko Irianto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (394.314 KB)

Abstract

PTRKN sebagai salah satu unit kerja di BATAN dengan tugas pokok dan fungsi yang berkaitan erat dengan teknologi reaktor dan keselamatan nuklir, menaruh perhatian khusus pada konsep reaktor pebble bed. Dalam makalah ini pemodelan reaktor pebble bed HTR-PROTEUS dilakukan dengan program transport Monte Carlo MCNP5. Partikel bahan bakar berlapis TRISO dimodelkan secara detail dan eksak dimana distribusi acak partikel ini dalam bola bahan bakar didekati menggunakan array teratur kisi SC dengan fraksi packing 5,76% tanpa zona eksklusif. Model teras pebble bed didekati dengan memanfaatkan kisi teratur dari bola yang disusun sebagai kisi BCC berdasarkan sel berulang yang digenerasi dari sejumlah sel satuan. Hasil perhitungan MCNP5 memperlihatkan kesesuaian yang sangat baik dengan eksperimen, walaupun teras HTR-PROTEUS diprediksi lebih reaktif daripada pengukuran, khususnya di teras 4.2 dan 4.3. Pustaka ENDF/B-VI menunjukkan konsistensi dengan estimasi keff paling akurat dibandingkan pustaka ENDF/B-V, terutama ENDF/B-VI (66c). Deviasi estimasi keff yang dihitung dengan eksperimen dikaitkan sebagai konsekuensi dari komposisi reflektor grafit yang dispesifikasikan. Komparasi yang dibuat memperlihatkan bahwa MCNP5 menghasilkan keff teras HTR-PROTEUS lebih presisi daripada hasil dari MCNP4B dan MCNPBALL. Hasil ini menyimpulkan bahwa, sukses metodologi pemodelan ini menjustifikasi aplikasi MCNP5 untuk analisis reaktor pebble bed lainnya.Kata kunci: pemodelan teras HTR-PROTEUS, konstanta multiplikasi, MCNP5 PTRKN as a working unit in BATAN whose main duties and functions are related to reactor technology and nuclear safety, consern attention to pebble bed reactor concept. In this paper modeling of HTR-PROTEUS pebble bed reactor was done using Monte Carlo transport code MCNP5. The TRISO coated fuel particle is modeled in detailed and exact manner where random distributions of these particles in fuel pebble is approximated by using regular array of SC lattice with packing fraction of 5.76% without exclusive zone. Pebble bed core modeling was approximated by utilizing regular lattice of balls that are arranged as BCC lattice based on repeated cell generated from a numerous unit cell. The MCNP5 calculation results showed that excellent agreement with the experiment, although the HTRPROTEUS core predicted more reactive than the measurement, especially in cores 4.2 and 4.3. ENDF/B-VI library indicates consistency with the most accurate keff estimation compared to ENDF/B-V library, mainly ENDF/B-VI (66c). The deviation of calculated keff estimation with experiment is attributed to the consequence of specified graphite reflector composition. The comparison conducted shows that MCNP5 produces HTR-PROTEUS core keff is more precise compared to the results of MCNP4B and MCNP-BALL. These results concluded that the success of this modeling methodology justifies MCNP5 application for other pebble bed reactor analysis. Keywords: HTR-PROTEUS core modeling multiplication constant, MCNP5
ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI Azizul Khakim
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 (848.814 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.3.2321

Abstract

ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI. Bulk shielding merupakan fasilitas yang terintegrasi dengan reaktor Kartini yang berfungsi sebagai penyimpanan sementara bahan bakar bekas. Fasilitas ini merupakan fasilitas yang termasuk dalam struktur, sistem dan komponen (SSK) yang penting bagi keselamatan. Salah satu fungsi keselamatan dari sistem penanganan dan penyimpanan bahan bakar adalah mencegah kecelakaan kekritisan yang tak terkendali dan membatasi naiknya temperatur bahan bakar. Analisis keselamatan paling kurang harus mencakup analisis keselamatan dari sisi neutronik dan termo hidrolik Bulk shielding. Analisis termo hidrolik ditujukan untuk memastikan perpindahan panas dan proses pendinginan bahan bakar bekas berjalan baik dan tidak terjadi akumulasi panas yang mengancam integritas bahan bakar. Code tervalidasi PARET/ANL digunakan untuk analisis pendinginan dengan mode konveksi alam. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa mode pendinginan konvekasi alam cukup memadai dalam mendinginkan panas sisa tanpa mengakibatkan kenaikan temperatur bahan bakar yang signifikan. Kata kunci: Bulk shielding, bahan bakar bekas, konveksi alam, PARET.  ABSTRACT THERMAL HYDRAULIC SAFETY ANALYSIS OF BULK SHIELDING KARTINI REACTOR. Bulk shielding is an integrated facility to Kartini reactor which is used for temporary spent fuels storage. The facility is one of the structures, systems and components (SSCs) important to safety. Among the safety functions of fuel handling and storage are to prevent any uncontrolable criticality accidents and to limit the fuel temperature increase. Safety analyses should, at least, cover neutronic and thermal hydraulic calculations of the bulk shielding. Thermal hydraulic analyses were intended to ensure that heat removal and the process of the spent fuels cooling takes place adequately and no heat accumulation that challenges the fuel integrity. Validated code, PARET/ANL was used for analysing the spent fuels cooling with natural convection mode. The calculations results concluded that natural convection cooling mode can adequately cools down the decay heat without significant increase in fuel temperatur. Keywords: bulk shielding, spent fuels, natural convection, PARET.
ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K0-NAA Sri Murniasih; Roto Roto; Agus Taftazani; Th. Rina M.; Sutisna Sutisna
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (375.052 KB)

Abstract

Metode k0-NAA merupakan metode analisis yang banyak digunakan dengan berbagai keunggulan. Dalam penerapan metode k0-NAA diperlukan nilai parameter reaktor (f dan α), maka tujuan penelitian ini adalah akan dilakukan pengukuran nilai parameter f dan α di fasilitas Lazy Susan reaktor Kartini. Metode yang digunakan meliputi metode Cd-ratio dan triple bare. Telah diukur nilai parameter tersebut pada tiga lubang iradiasi di fasilitas Lazy Susan. Diperoleh perbedaan hasil pengukuran nilai parameter yang signifikan pada setiap lubang iradiasi, nilai ƒ berkisar 13,713 - 22,128 dan α berkisar -0,060 – 0,068. Hasil pengukuran f dan α dengan metode Cd-ratio, memberikan nilai yang lebih stabil dibandingkan metode triple bare. Nilai f dan α yang diperoleh dapat dijadikan basis data pada penerapan metode k0-NAA untuk analisis sampel di laboratorium AAN – PSTA.Kata kunci: parameter reaktor, reaktor Kartini, k0-NAA, fluks neutron  The k0-NAA method is an analysis method that widely used by many of the advantages. In the application of k0-NAA method needed valuea of reactor parameters (f and α), then the purpose of the research would be conducted meaasurement parameter values f and α in the Lazy Susan Kartini reactor facilities. The methods used include Cd-ratio and triple bare methods. The parameter value has been measured in three channels in the irradiation facilities Lazy Susan. Differences of measurement results obtained parameter values are significant in each channel irradiation, the value of ƒ ranged from 13.713 to 22.128 and the value of α ranged from -0.060 – 0.068. The results of measurements for the f and α with the Cd-ratio method, providing more stable value than the triple bare method. The value of f and α obtained can be used a database for the application of k0-NAA method for sample analysis in the laboratory NAA – CAST. Keywords: reactor parameter, Kartini reactor, k0-NAA, neutron flux
MODELING THE RADIATION SHIELDING OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY BASED ON 2.4 MEV D-D NEUTRON GENERATOR FACILITY Muhammad Mu’Alim; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (722.449 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2018.20.1.3633

Abstract

Radiation shield at Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) facility based on D-D Neutron Generator 2.4 MeV has been modified with pre-designed beam shaping assembly (BSA). Modeling includes the material and thickness used in the radiation shield. This radiation shield is expected to protect workers from radiation doses rate that is not exceed 20 mSv·year-1 of dose limit values. The selected materials are barite, paraffin, polyethylene and lead. Calculations were performed using the MCNPX program with tally F4 to determine the dose rate coming out of the radiation shield not exceeding the radiation dose rate of 10 μSv·hr-1. Design 3 was chosen as the recommended model of the four models that have been made. The 3rd shield design uses a 100 cm thickness of barite concrete as primamary layer to surrounding 100 cm x 100 cm x 166.4 cm room, and a 40 cm borated polyethylene surrounding the barite concrete material. Then 10 cm barite concrete and 10 cm of borated polyethylene are added to reduce the primary radiation straight from the BSA after leaving the main layer. The largest dose rate was 4.58 μSv·h-1 on cell 227 and average radiation dose rate 0.65 μSv·hr-1. The dose rates are lower than the lethal dose that is allowed by BAPETEN for radiation worker lethal dose.Keywords: Radiation shield, tally, radiation dose rate, BSA, BNCT PEMODELAN PERISAI RADIASI PADA FASILITAS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY BERBASIS GENERATOR NEUTRON D-D 2,4 MeV. Telah dimodelkan perisai radiasi pada fasilitas Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) berbasis reaksi D-D pada Neutron Generator 2,4 MeV dengan Beam Shaping Assembly (BSA) yang telah didesain sebelumnya. Pemodelan ini dilakukan untuk memperoleh suatu desain perisai radiasi untuk fasilitas BNCT berbasis generator neutron 2,4 MeV. Pemodelan dilakukan dengan cara memvariasikan bahan dan ketebalan perisasi radiasi. Bahan yang dipilih adalah beton barit, parafin, polietilen terborasi dan timbal. Perhitungan dilakukan menggunakan program MCNPX dengan tally F4 untuk menentukan laju dosis yang keluar dari perisai radiasi. Desain periasi radiasi dinyatakan optimal jika radiasi yang dihasilkan diluar perisai radiasi tidak melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) yang telah ditentukan oleh BAPETEN. Hasilnya, diperoleh suatu desain perisai radiasi menggunakan lapisan utama beton barit setebal 100 cm yang mengelilingi ruangan 100 cm x 100 cm x 166,4 cm dan polietilen terborasi 40 cm yang mengelilingi bahan beton barit. Kemudian ditambahkan beton barit 10 cm dan polietilen terborasi 10 cm untuk mengurangi radiasi primer yang lurus dari BSA setelah keluar dari lapisan utama. Laju dosis terbesar adalah 4,58 μSv·jam-1 pada sel 227 dan laju dosis rata-rata yang dihasilkan adalah sebesar 0,65 µSv·jam-1. Nilai laju dosis tersebut masih dibawah ambang batas NBD yang diperbolehkan oleh BAPETEN untuk pekerja radiasi.Kata kunci: Perisai radiasi, tally, laju dosis radiasi, BSA, BNCT
ANALISIS TRANSIEN PADA FIXED BED NUCLEAR REACTOR M. Rizaal; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (459.657 KB)

Abstract

Desain teras Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) yang modular memungkinkan pengendalian daya dapat dilakukan dengan mengatur ketinggian suspended core dan laju aliran massa pendingin. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari perubahan daya termal teras sebagai akibat perubahan laju aliran massa pendingin yang masuk ke teras reaktor dan perubahan ketinggian suspended core serta mempelajari karakteristik keselamatan melekat yang dimiliki FBNR saat terjadi kegagalan pelepasan kalor (loss of heat sink). Keadaan neutronik teras dimodelkan pada kondisi tunak dengan menggunakan paket program Standard Reactor Analysis Code (SRAC) untuk memperoleh data fluks neutron, konstanta grup, fraksi neutron kasip, konstanta peluruhan prekursor neutron kasip, dan beberapa parameter teras penting lainnya. Selanjutnya data tersebut digunakan pada perhitungan transien sebagai syarat awal. Analisis transien dilakukan pada tiga kondisi, yaitu saat terjadi penurunan laju aliran massa pendingin, saat terjadi penurunan ketinggian suspended core, dan saat terjadi kegagalan sistem pelepasan kalor. Hasil yang diperoleh dari penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran massa pendingin sebesar 50%, dari kondisi normal, menyebabkan daya termal teras turun 28% dibanding daya sebelumnya. Penurunan ketinggian suspended core sebesar 30% dari ketinggian normal menyebabkan daya termal teras turun 17% dibanding daya sebelumnya. Sementara untuk kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor, daya termal teras mengalami penurunan sebesar 76%. Dengan demikian, pengendalian daya pada FBNR dapat dilakukan dengan mengatur laju aliran massa pendingin dan ketinggian suspended core, serta keselamatan melekat yang handal pada kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor.Kata kunci: FBNR, transien, daya, laju aliran massa, suspended core  Modular in design enables Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) power controlled by the adjustment of suspended core and coolant flow rate. The main purposes of this paper are to learn the change of thermal power caused by the change of suspended core height and coolant flow rate, and also to learn the inherent safety when loss of heat sink condition prevailed. The Core was modelled on steady condition by using Standard Reactor Analysis Code (SRAC) to obtain neutron flux, group constants, delayed neutron fraction, delayed neutron precursor decay constants, and several core parameters. These data will be used as initial value on the transient calculations. Transient analysis was conducted on the following conditions: coolant flow rate changes, suspended core height changes and loss of heat sink occours. The calculated result showed that when the coolant flow rate is 50% decreased, thermal power of FBNR is 28% decreased. When suspended core height is 30% decreased, thermal power of FBNR is 17% decreased. Meanwhile, thermal power at loss of heat sink condition is 76% decreased. Therefore, the adjustment of suspended core height and coolant flow rate can control thermal power of FBNR, and FBNR’s inherent safety is reliable at loss of heat sink condition. Keywords: FBNR, transient, power, flow rate, suspended core

Page 13 of 23 | Total Record : 225

 11   12   13   14   15 

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