Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega

tridam
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : 1411240X EISSN : 25279963 DOI : -

Core Subject : Science,

Energy Materials Science & Nanotechnology

Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir "TRI DASA MEGA" adalah forum penulisan ilmiah tentang hasil kajian, penelitian dan pengembangan tentang reaktor nuklir pada umumnya, yang meliputi fisika reaktor, termohidrolika reaktor, teknologi reaktor, instrumentasi reaktor, operasi reaktor dan lain-lain yang menyangkut reaktor nukli. Frekuensi terbit tiga (3) kali setahun setiap bulan Februari, Juni dan Oktober.

Arjuna Subject : -

Articles 225 Documents

12 13 14 15 16

DEVELOPMENT OF MOBILE DEVICE FOR GAMMA RADIATION MEASUREMENT UTILIZING LORA AS THE COMMUNICATION MEANS I Putu Susila; Agung Alfiansyah; Istofa Istofa; Sukandar Sukandar; Budi Santoso; Suratman Suratman
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Public protection is one of important issues when operating nuclear facility. In case of accident occurs, the facility owner and related organizations shall make decision whether to evacuate people or not, based on the level of the accident and radiation dose rate released to the environment. In this study, as part of the decision support system for nuclear emergency response, a prototype of mobile radiation measurement system has been developed. The device consists of Geiger-Muller (GM)-based radiation measurement board, Global Positioning System (GPS) module, microcontroller board, and low power LoRa module for communication. Radiation dose rate along with its geoposition were recorded and sent to base station equipped with LoRa gateway for connecting LoRa network to TCP/IP-based network. The measurement data is then published to storage server using Message Queuing Telemetry Transport (MQTT) protocol. Power consumption, measurement of counter/timer accuracy, communication ranges testing, and radiation dose rate measurement were performed around Puspiptek area to demonstrate the functionality of the system.Keywords: Radiation monitoring, Decision Support System, Mobile, LoRa, GPS

ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR 1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1 Anis Rohanda
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Teras reaktor merupakan tempat terjadinya reaksi pembelahan (fisi) yang terkendali. Komponen reaktor seperti bahan bakar, kelongsong (cladding) dan air pendingin memiliki peranan penting dalam keberlangsungan reaksi fisi. Reaksi fisi mengakibatkan terbentuknya sejumlah nuklida hasil fisi dan hasil aktivasi. Hasil fisi berasal dari reaksi tangkapan neutron termal dengan bahan fisil sedangkan hasil aktivasi berasal dari interaksi bahan non fisil seperti material kelongsong dan pendingin oleh neutron dan gamma. Pada setiap pengoperasian suatu reaktor, informasi perubahan massa bahan fisil dan non fisil sangat berguna untuk manajemen bahan bakar dalam teras, seperti pengaturan reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar. Untuk itu perlu dilakukan penelitian mengenai perubahan bahan fisil dan non fisil tersebut dalam teras reaktor. Hal ini dapat dilakukan dengan mengamati perubahan massa dari material dalam teras reaktor. Penelitian ini memiliki tujuan untuk mengetahui perubahan massa unsur penyusun material dalam teras, seperti massa dari unsur penyusun elemen bahan bakar nuklir, kelongsong dan air pendingin setelah digunakan dalam teras. Dari perubahan massa tersebut dapat diketahui fraksi bakar atau tingkat konsumsi bahan bakar yang digunakan. Penelitian dilakukan pada basis reaktor PLTN tipe PWR buatan pabrikan asal Amerika Serikat berdaya 1000 MWe dengan menggunakan code penghitung inventori hasil fisi ORIGEN-ARP 5.1, yaitu versi terbaru dari ORIGEN dengan library khusus reaktor daya. Hasil analisis menunjukkan bahwa bahan fisil U-235 mengalami pengurangan massa hingga 58% atau lebih dari separuhnya dari massa U-235 awal untuk tiap kali siklus operasi. Bahan fertil U-238 hanya mengalami pengurangan massa sekitar 2% dari massa awalnya tiap kali siklus operasi. Lain halnya dengan bahan non fisil yang mengalami perubahan massa yang berbeda-beda untuk tiap kali siklus operasinya yang tergantung pada tampang lintang aktivasi serta laju peluruhan dan pembentukan nuklida induk. Kata kunci: bahan fisil, bahan non fisil, PWR, ORIGEN-ARP 5.1 Controlled fission reaction occurs in the reator core. Reactor components such as fuel, cladding and cooling water have an important role in the sustainability of the fission reaction. Fission reaction causes the formation of a number of fission product nuclides and activation products. Fission product nuclides are produced from thermal neutron capture reaction of fissile material while the activation products are originated from interaction of non-fissile materials such as cladding material and coolant by neutron and gamma. At each of reactor operation, the information of fuel material changes in the form of non-fissile or fissile material, is very usefull for the management of core fuel, such as for reactivity control, optimization and loading of fuel. Hence, it needs to perform a research in the fissile and non-fissile material changes in the reactor core. This can be done by observing the change of material mass in the reactor core. The objective of this research is to determine the change in mass of material in the core, such as the mass of the nuclear fuel elements, cladding and cooling water after use in the core. From mass changes can be delivered to burn up calculation or fuel consumption level. The calculation were performed on the basis of the United States PWR 1000 MWe by using a fission inventory computer code of ORIGEN-ARP 5.1, a new version of ORIGEN with specific library for nuclear power plant. The analysis results show that the U-235 fissile material having a mass reduction up to 58% or more than half from the initial U-235 mass for each operation cycle period. Fertile material U-238 was reduced by about 2% only from the initial mass for each operating cycle period. For other cases, the non-fissile material case, mass changes reduced in various for each operation cycle, depend on activation cross-sections and decay and formation rate of parent nuclides. Keyword: fissile material, non fissile material, PWR, ORIGEN-ARP 5.1

PRELIMINARY STUDY ON RELAP5 SIMULATION OF DVI LINE BREAK ACCIDENT IN THE ATLAS FACILITY USING BEST ESTIMATE PLUS UNCERTAINTY METHOD Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The Best Estimate plus Uncertainty (BEPU) is a methodology, which was introduced in the deterministic safety analysis to evaluate limitations of codes in simulating realistic plant behavior by providing quantified uncertainty bands of calculation results. It has been already widely accepted in licensing nuclear power plant by regulatory bodies of United States (USNRC), Argentina, and Canada. The uncertainty evaluation in the BEPU method is performed by different approaches such as GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, and UNIPI. Due to the complexity of other approaches, the purpose of this study is to present some key aspects of the BEPU process using the GRS methodology by selecting the ATLAS test facility to simulate 50% break of DVI line since any safety analysis performed so far was using deterministic best estimate approach only. As comparison of the best estimate simulation performed by RELAP5/SCDAP/Mod3.4, experimental data related to the event was used. After 100 simulations, the uncertainty bands of peak heater of clad temperature and primary pressure transient obtained were only in a close agreement with the experimental data in the earlier period and less than 250 seconds during the transient condition. Therefore the overall accuracy of the best estimate simulation plays a key role on the final results of the uncertainty analysis because the propagation of any discrepancy in the best estimate with the experimental data will occur throughout the simulation. After that, selecting the important parameters to be randomly generated needs to be performed carefully by studying the important phenomena related to the event analyzed and associated plant model.Keywords: best estimate plus uncertainty, DVI line break, ATLAS facility, RELAP5, simulation STUDI AWAL SIMULASI KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR DVI PADA FASILITAS ATLAS MENGGUNAKAN RELAP5 DENGAN METODE ESTIMASI TERBAIK DAN KETIDAKPASTIAN. Metode Best estimate plus uncertainty (BEPU) adalah metode analisis keselamatan deterministik yang bertujuan untuk melakukan evaluasi keterbatasan program perhitungan dalam mensimulasikan sifat-sifat fisis instalasi secara realistik dengan mengkuantifikasi rentang ketidakpastian dari hasil perhitungan. Metode tersebut telah diterima secara luas dalam perijinan PLTN oleh badan pengatur dunia seperti di Amerika (USNRC), di Argentina, dan Kanada. Evaluasi ketidakpastian dalam metode BEPU dilakukan dengan beberapa metode yang berbeda seperti GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, dan UNIPI. Atas dasar kompleksitas metode-metode yang lain, tujuan makalah ini adalah untuk menggambarkan aspek penting dari proses BEPU dengan metode GRS dengan melakukan simulasi putusnya jalur DVI sebesar 50% luasan pada fasilitas ATLAS karena analisis keselamatan yang dilakukan selama ini baru berupa perkiraan terbaik secara deterministik. Sebagai perbandingan dari simulasi perkiraan terbaik yang dilakukan dengan RELAP5/SCDAP/Mod3.4 digunakan data-data eksperimen yang telah terdokumentasi. Setelah dilakukan 100 simulasi, rentang ketidakpastian dari transien temperatur puncak kelongsong pemanas dan tekanan primer hanya mendekati data eksperimen pada 250 detik di periode awal. Oleh karena itu keakuratan dari simulasi perkiraan terbaik secara keseluruhan memiliki peranan penting pada hasil akhir dari analisis ketidakpastian karena perambatan perbedaan dengan data eksperimen akan terus terjadi selama simulasi. Setelah itu, pemilihan parameter yang penting untuk dikembangkan secara random harus dilakukan secara cermat dengan mempelajari fenomena-fenomena penting yang terkait dengan kejadian yang dianalisis dan model instalasinya.Kata kunci: perkiraan terbaik dan ketidakpastian, putusnya jalur DVI, fasilitas ATLAS, RELAP5, simulasi

Disain Sistem Pemantauan Lingkungan Untuk Evaluasi Lepasan Radionuklida dari Subsistem pada Kecelakaan Reaktor Daya PWR Sri Kuntjoro; Sugiyanto Sugiyanto; Pande Made Udiyani; Jupiter Sitorus Pane
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 (616.213 KB)

PLTN. (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) sebagai sumber energi baru dipilih sebagai alternatif, karena memiliki berbagai kelebihan yaitu ramah lingkungan, pasokan bahan bakar yang tidak bergantung musim, serta harganya yang dapat bersaing dengan pembangkit listrik yang lain. Namun demikian, adanya keraguan sebagian masyarakat tentang keselamatan radiasi PLTN, maka pemerintah harus bisa meyakinkan tentang operasi PLTN yang aman dan selamat. Penelitian tentang disain sistem pemantauan lingkungan untuk evaluasi lepasan radionuklida dari subsistem reaktor dan lingkungan akibat terjadinya kecelakaan pada reaktor daya telah dilakukan. Penelitian dilakukan dengan melakukan perhitungan sebaran radionuklida ke subsistem dan lingkungan serta membuat sistim monitoring radiasi di lingkungan. Sistem monitoring lingkungan terdiri dari system pencacah radiasi, sistem peringatan dini, sistem pengukuran meteorologi, sistem GPS dan system GIS. Sistem pencacah radiasi digunakan untuk mencatat data radiasi, sistem pengukuran meteorologi digunakan untuk mencatat data arah dan kecepatan angin, sedangkan sistem GPS digunakan untuk menentukan data posisi pengukuran. Data tersebut kemudian dikirimkan ke system akuisisi data untuk ditransmisikan ke pusat kendali. Pengumpulan dan pengiriman data dilakukan melalui SMS menggunakan perangkat modem yang ditempatkan di ruang kendali. Ruang kendali menerima data dari berbagai tempat pengukuran. Dalam hal ini ruang kendali memiliki fungsi sebagai SMS gateway. Sistem ini dapat memvisualisasi untuk lokasi pengukuran yang berbeda. Selanjutnya, data posisi dan data radiasi diintegrasikan dengan peta digital. Integrasi sistem tersebut kemudian divisualisasikan dalam personal komputer. Untuk posisi pengukuran terlihat langsung di peta dan untuk data radiasi ditampilkan di monitor dengan tanda lingkaran merah atau hijau yang digunakan sebagai pemonitor batas aman radiasi. Bila tanda lingkaran berwarna merah maka akan menyalakan alarm di ruang kendali, selanjutnya dapat dilakukan tindakan sesuai dengan prosedur kedaruratan nuklir yang ada di PSAR.

ANALISIS TERMAL-ALIRAN KISI BAHAN BAKAR BOLA TERAS RGTT200K DENGAN FLUENT Mohammad Dhandhang Purwadi
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 (562.05 KB)

Sejalan dengan Perpres No.5/2010, PTRKN-BATAN mengembangkan dua varian desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi, yaitu RGTT200K dan RGTT200KT. Energi termal pada kedua sistem reaktor ini dipasok oleh teras reaktor berbahan bakar bola dengan daya termal 200 MWt. Komposisi geometri dan struktur teras didesain agar dapat menghasilkan keluaran pendingin gas helium bertemperatur 950OC sehingga dapat digunakan untuk produksi hidrogen dan atau unit industri proses lainnya secara kogeneratif. Luaran gas helium bertemperatur sangat tinggi ini akan menimbulkan tegangan termal pada bola bahan bakar yang mengancam integritas sistem pengungkungan produk fisi di dalamnya. Oleh karena itu perlu dilakukan analisis termal-aliran untuk mengetahui distribusi temperatur dan aliran pendingin gas helium dalam kisi bahan bakar bola. Salah satu cara terbaik untuk melakukan analisis termal-aliran adalah dengan pemodelan tiga dimensi menggunakan perangkat lunak komputasi dinamika fluida (computational fluid dynamics) yang teruji. Dalam penelitian ini digunakan perangkat lunak FLUENT 6.3. Analisis termal aliran pada kisi bola bahan bakar dilakukan dengan memodelkan dinamika fluida pendingin dengan perpindahan panas kombinasi tiga moda, konduksi, konveksi dan radiasi, serta mempertimbangkan adanya turbulensi aliran gas. Model Discret Ordinate dan Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) masing-masing digunakan dalam perhitungan perpindahan panas radiasi dan turbulensi. Dari distribusi temperatur bola bahan bakar hasil pemodelan CFD dengan aliran turbulen pada pendinginnya diketahui bahwa temperatur maksimum bahan bakar bola mencapai 1036,1OC. Temperatur setinggi ini masih jauh dari temperatur yang dapat menyebabkan kegagalan pengungkungan produksi fisi, yaitu 1600OC.Kata kunci: pemodelan pendinginan, model kisi kubus sederhana, reaktor kogenerasi, RGTT, komputasi dinamika fluida In accordance to the Presidential Regulation No.5/2010, PTRKN-BATAN develops two variants of conceptual design of the cogeneration advanced power reactor, i.e. RGTT200K and RGTT200KT. Thermal energy of both reactor systems are supplied by the pebble fueled reactor core with 200 MWt thermal powers. The geometry and structure of the core is designed to produce the output of helium gas coolant temperature as high as 950OC to be used for hydrogen production and/or other process industry in co-generative way. Output of very high temperature helium gas will cause thermal stress on the pebble fuel that threats the integrity of fission products confinement on it. Therefore it is necessary to perform thermal-flow analysis to determine the temperature distribution and the helium coolant flow in the pebble fuel lattice. One of the best practices to performing thermal-flow analysis is carried out by three dimensional modeling with proven computational fluid dynamics (CFD) software. The FLUENT 6.3 CFD software was used in this study. Pebble lattice thermal-flow analysis was performed by modeling the fluid dynamics of the coolant with a combination of the three modes of heat transfer, conduction, convection and radiation, as well as considering the turbulence of the helium gas coolant stream. Discrete ordinate and Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) models are used in the calculation of the radiation heat transfer and turbulence respectively. From temperature distribution in the pebble fuel that resulting from CFD modeling with turbulen flow in the coolant it was known that the maximum pebble fuel temperature reaches 1036,1OC. This temperature is far from the temperature which can lead to failure of the fission product confinement, i.e. 1600OC. Keywords: coolant modeling, simple cubic lattice model, co-generation reactors, HTGR, computational fluid dynamics

MODELING OF OPERATOR’S ACTIONS ON A NUCLEAR EMERGENCY CONDITION USING MULTILEVEL FLOW MODELING Tulis Jojok Suryono; Sigit Santoso; Restu Maerani
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 1 (2019): February 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

In nulear emergency condition, after determining the initiating event and the type of the anomaly, operators should take counteractions to control the reactor to mitigate the accident and to bring back the plant to the safe condition. The actions should based on emergency operating procedures. In order to minimize the human error related to the actions, some necessary information is needed. Such kind of information is the consequence of the actions, which can be derived by modeling the counteractions. Multilevel flow modeling (MFM), a functional modeling, is chosen to model the counteraction with the consideration that it is based on cause-effect relations and consequence reasoning, it provides realization relationship which corresponds physical components with their functions, and it provides comprehensive diagnosis based on human perspective of the system objectives. The counteractions are represented by the control functions in the MFM. This paper discusses how to model the counteractions and the consequences of the actions to the system components, which are necessary to enhance situation awareness and to reduce human errors.Keywords: Operator actions, emergency operating procedures, multilevel flow modeling, control function, nuclear safety, human error

ANALISIS KANDUNGAN UNSUR ESENSIAL DAN TOKSIK DALAM TEH DAN AIR SEDUHANNYA DENGAN AKTIVASI NEUTRON Th. Rina Mulyaningsih
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 (213.653 KB)

Kadar unsur logam K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc dan Co dalam 14 sampel teh hijau, teh hitam, teh hitam dengan aroma melati, aroma vanila, bunga rosella dan air seduhan teh telah ditentukan dengan analisis aktivasi neutron. Sampel teh dipilih dari produksi dalam negeri dan diperoleh dari Pasar Swalayan di daerah Serpong. Iradiasi neutron sampel dilakukan di Fasilitas Iradiasi reaktor RSG-GAS pada fluks neutron thermal sekitar sekitar 1013 ncm-2s-1. Prosedur kerja menggunakan SOP yang dikeluarkan oleh FNCA. Sebagai kontrol mutu digunakan SRM-NIST 1573a Tomato leaves dan NIST 1547 Peach leaves. Hasil analisis menunjukkan bahwa konsentrasi semua unsur bervariasi tergantung jenis teh. Konsentrasi Ca, K, Mg dan Mn dalam teh cukup tinggi > 100 mg/kg . Konsentrasi Ca dan K memiliki rentang nilai antara 1135,36-9123,21 dan 1064,41-2473,12 mg/kg serta Mg 2725,6-5528,5; dan Mn 95,38-815,48 mg/kg. Unsur mikroesensial Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb dan Zn memiliki konsentrasi < 100 mg/kg. Sebagian besar unsur dalam teh dilepaskan dalam air seduhan dengan persentase berbeda dengan rentang nilai antara 27,89-68,94 % tergantung jenis sampel teh. Tidak terdeteksi unsur toksik Hg, Cd dan As, kecuali unsur Cr dengan konsentrasi masih cukup rendah. Dengan demikian minuman teh cukup baik menjadi sumber unsur esensial bagi tubuh dan tidak mengandung logam toksik.Kata kunci: analisis unsur, esensial, toksik, teh, aktivasi neutron. Concentration of metal elements K, Ca, Mn, Mg, Fe, Na, Zn, Rb, Br, Cr, Cs, La,Sc and Co from 14 samples of green and black tea with aroma of jasmine, vanilla, rosella flower and tea infusion have been determined by means of neutron activation analysis. The Samples were chosen from the domestic product and were collected from Supermarket in Serpong region. Neutron irradiation of the samples was carried out in the Irradiation Facility of the RSG-GAS reactor at thermal neutron flux in the order of 1013 ncm-2s-1. The working procedures follow the Standard Operating Procedures of FNCA. As of the quality control the reference material of SRM-NIST 1573a Tomato leaves and NIST 1547 Peach leaves.have been applicated. The analysis results show that concentration of the elements variate depending on the sort of tea. Concentration of Ca, K, Mg dan Mn have a rather high value namely > 100 mg/kg. Concentration of Ca and K have values in a range of 1135.36-9123.21 and 1064.41-2473.12 mg/kg as well as Mg of 2725.6-5528.5; and Mn of 95.38-815.48 mg/kg.Concentration of Na, Fe, Co, La, Cr, Br, Sc, Cs, Rb and Zn <100 mg/kg. Most elements in these tea were released into the infusions at defferent percentages in a range of 27.89-68.94% depending on the sort of the tea. There were not detected toxical elements Hg, Cd and As except Cr with low concentration. Therefore tea drink sare adequately good enough as essential elements source and content no toxic elements. Keywords: elemental analysis, essential, toxic, tea, neutron activation.

DESIGN AND ANALYSIS OF HELIUM BRAYTON CYCLE FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RGTT200K Ignatius Djoko Irianto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACTDESIGN AND ANALYSIS OF HELIUM BRAYTON CYCLE FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RGTT200K. The helium Brayton cycle for the design of cogeneration energy conversion system for RGTT200K have been analyzed to obtain the higher thermal efficiency and energy utilization factor. The aim of this research is to analyze the potential of the helium Brayton cycle to be implemented in the design of cogeneration energy conversion system of RGTT200K. Three configuration models of cogeneration energy conversion systems have been investigated. In the first configuration model, an intermediate heat exchanger (IHX) is installed in series with the gas turbine, while in the second configuration model, IHX and gas turbines are installed in parallel. The third configuration model is similar to the first configuration, but with two compressors. Performance analysis of Brayton cycle used for cogeneration energy conversion system of RGTT200K has been done by simulating and calculating using CHEMCAD code. The simulation result shows that the three configuration models of cogeneration energy conversion system give the temperature of thermal energy in the secondary side of IHX more than 800 oC at the reactor coolant mass flow rate of 145 kg/s. Nevertheless, the performance parameters, which include thermal efficiency and energy utilization factor (EUF), are different for each configuration model. By comparing the performance parameter in the three configurations of helium Brayton cycle for cogeneration energy conversion systems RGTT200K, it is found that the energy conversion system with a first configuration has the highest thermal efficiency and energy utilization factor (EUF). Thermal efficiency and energy utilization factor for the first configuration of the reactor coolant mass flow rate of 145 kg/s are 35.82% and 80.63%.Keywords: Helium Brayton cycle, RGTT200K, Energy conversion system, EUF, Efficiency, ABSTRAKANALISIS DAN DESAIN SIKLUS BRAYTON HELIUM UNTUK SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K. Telah dilakukan analisis siklus Brayton helium pada desain sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K untuk memperoleh tingkat efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi yang tinggi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menganalisis potensi siklus Brayton helium untuk diterapkan dalam desain sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K. Tiga model konfigurasi desain sistem konversi energi kogenerasi telah dianalisis. Pada model konfigurasi pertama Intermediate Heat Exchanger (IHX) dipasang secara serial dengan turbin gas, sedangkan pada model konfigurasi kedua IHX dan turbin gas dipasang secara paralel. Model konfigurasi ketiga mirip dengan konfigurasi pertama, tetapi pada model konfigurasi ketiga dipasang dua kompresor. Analisis kinerja pada desain siklus Brayton untuk sistem konversi energi RGTT200K dilakukan dengan cara simulasi dan perhitungan kinerja sistem konversi energi menggunakan kode komputer CHEMCAD. Hasil simulasi menunjukkan bahwa ketiga model konfigurasi dapat memberikan energi termal pada sisi sekunder IHX dengan temperatur lebih dari 800 oC jika laju aliran massa pendingin reaktor 145 kg/s. Namun demikian, paremeter kinerja yang meliputi efisiensi thermal dan faktor pemanfaatan energi (EUF) berbeda untuk masing-masing model konfigurasi. Hasil perbandingan parameter kinerja pada ketiga model konfigurasi siklus Brayton helium untuk sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K menunjukkan bahwa model konfigurasi sistem konversi energi kogenerasi yang pertama memiliki efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi (EUF) tertinggi. Nilai efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi untuk model konfigurasi pertama dengan laju aliran massa pendingin reaktor 145 kg/s adalah 35,82% dan 80,63%. Kata kunci: Siklus Brayton helium, RGTT200K, Sistem konversi energi, EUF, EfisiensiKeywords : Helium Brayton cycle, RGTT200K, Energy conversion system, EUF, Efficiency,

PENGEMBANGAN SISTEM PEMANTAUAN KONDISI UNTUK KESELAMATAN ROTATING MACHINE DI PWR DENGAN MOTOR CURRENT SIGNATURE ANALYSIS Syaiful Bakhri
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 (1029.526 KB)

Pemantauan kondisi rotating machine sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan operasi sekaligus untuk meningkatkan efisiensi operasi di PWR. Salah satu teknik pemantauan kondisi terbaik yang dewasa ini dipilih karena mudah, non-invasive dan murah dalam implementasinya adalah Motor Current Signature Analysis (MCSA). Namun sayangnya penelitian aplikasi teknik ini untuk perangkat keras yang compact, low cost, berkelas industri dan layak untuk aplikasi pembangkit daya bertenaga nuklir sangat terbatas. Penelitian ini bertujuan untuk mengembangkan metode pemantauan kondisi berbasis MCSA dengan perangkat keras berkelas industri yang kompak untuk pembangkit daya tenaga nuklir. Penelitian meliputi aspek pengembangan perangkat keras real-time berbasis FPGA-CompactRIO, pembuatan modul untuk penampil early warning, pengujian unjuk kerja algoritma perangkat kerasnya, analisis spektrum berbagai kerusakan komponen motor elektrik, serta pengujian kinerjanya dalam mendeteksi berbagai kerusakan. Sistem pemantauan mampu mengeksekusi dengan total waktu eksekusi berkisar 164 ms, berhasil mendeteksi spektrum frekuensi berbagai kerusakan di motor induksi seperti stator shorted turn berkisar 75%, rotor broken bar 95%, eccentricity 65%, dan mechanical misalignment 85%, termasuk gangguan catu daya voltage unbalance 100%. Berdasarkan unjuk kerja perangkatnya, sistem pemantauan kondisi rotating machine ini menjadi salah satu alternatif terbaik untuk sistem pemantauan berbagai perangkat pemantauan di reaktor nuklir.Kata kunci : Pemantauan kondisi, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA) Condition monitoring of rotating machine is essential to guarantee the safety operation as well as to improve the efficiency of nuclear power plants operations. One of the promising condition monitoring techniques which has been preferred currently since it is simple, non-invasive and inexpensive is Motor Stator Signature Analysis (MCSA). However, the investigation of the MCSA technique using a compact, low cost, and having industrial class hardware which is capable for nucear power plant applications has been limited. The research is aimed to develop condition monitoring method based on MCSA utilizing a compact industrial class for nuclear power plant. The investigation includes development of condition monitoring based on real-time FPGA-CompatRIO hardware, development of a custom built display module for early warning system, testing of the monitoring hardware, fault frequency analysis of electric motors including the performances of fault detections. The condition monitoring system is able to execute a fault detection task around 164 ms, to recognize accurately fault frequencies of stator shorted turn for about 75%, broken rotor bar around 95%, eccentricity 65%, mechanical misalignment 85%, including supply voltage unbalances 100%. The condition monitoring system based on its performance assessments could become a suitable alternative not only for rotating machines but also condition monitoring for other nuclear reactor components. Keywords : Condition monitoring, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA)

THE THERMOHYDRAULIC ANALYSIS OF THE BANDUNG RESEARCH REACTOR CORE WITH PLATE TYPE FUEL ELEMENTS USING THE CFD CODE Reinaldy Nazar; Sudjatmi KA; Ketut Kamajaya
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Due to TRIGA fuel elements are no longer produced by General Atomic, it is necessary to find a solution so that the Bandung TRIGA 2000 reactor can still be operated. One solution is to replace the type of fuel elements. Study on using the MTR plate type fuel elements as used in RSG-GAS Serpong has been done for the Bandung TRIGA 2000. Based on the results of the study using CFD computer program, it is found that Bandung TRIGA 2000 with plate type fuel elements cannot be operated up to 2000 kW power by natural convection cooling mode. Therefore, the reactor must be cooled by forced convection. The analysis using forced convection showed that for cooling flow rate of 50 kg/s and various temperatures of 35oC, 35.5 oC and 36 oC, the surface temperature of the fuel element is between 110.37 oC and 111.27 oC. Meanwhile, the cooling water temperature in the corresponding position is between 61.03 oC and 61.95 oC. In this operation condition, the surface temperatures of fuel elements can approach the saturation temperature and nucleat boiling started to occur. Hence, the use of cooling flow rate entering core less than 50 kg/s should be avoided. The surface temperature of fuel elements decreased under saturation temperature if cooling flow rate is greater than 65 kg/s. The surface temperature of fuel elements is achieved at 96.65 oC and coolant temperature in the corresponding position was 54.38 oC. Keywords: Bandung research reactor, plate type fuel element, thermohydraulic, CFD code ANALISIS TERMOHIDROLIK TERAS REAKTOR RISET BANDUNG BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN PROGRAM CFD. Mengingat tidak diproduksinya lagi elemen bakar TRIGA oleh General Atomic, maka perlu diusahakan suatu solusi agar reaktor TRIGA 2000 Bandung dapat tetap beroperasi. Salah satu solusi adalah dengan melakukan penggantian tipe elemen bakar. Pada studi ini telah dianalisis penggunaan elemen bakar tipe pelat yang sejenis dengan yang digunakan di RSG-GAS Serpong, untuk digunakankan pada teras reaktor TRIGA 2000 Bandung. Berdasarkan hasil penelitian yang telah dilakukan dengan menggunakan program komputer CFD, diketahui bahwa reaktor TRIGA berelemen bakar tipe pelat tidak dapat dioperasikan pada daya 2000 kW dengan menggunakan moda pendinginan konveksi alamiah seperti yang digunakan saat ini. Untuk kondisi ini, pendinginan dilakukan dengan moda pendinginan konveksi paksa. Hasil analisis konveksi paksa menunjukkan bahwa dengan menggunakan laju alir pendingin pompa 50 kg/s dan variasi temperatur pada 35 oC, 35,5 oC dan 36 oC, diperoleh temperatur permukaan pelat elemen bakar antara 110,37 oC – 111,27 oC dan temperatur pendinginnya pada posisi terkait antara 61,03 oC – 61,95 oC. Temperatur permukaan pelat elemen bakar ini mendekati temperatur saturasi dan tentunya telah mulai terjadi pendidihan inti, sehingga penggunaan laju alir pendingin masuk teras reaktor kurang dari 50 kg/s perlu dihindari. Temperatur permukaan pelat elemen bakar mulai menurun menjauhi temperatur saturasi jika digunakan laju alir pendingin lebih besar dari 65 kg/s, dengan temperatur permukaan pelat elemen bakar 96,65 oC dan temperatur pendinginnya pada posisi terkait 54,38 oC.Kata kunci: Reaktor riset Bandung, elemen bakar tipe pelat, termohidrolik, program CFD

Page 14 of 23 | Total Record : 225

12 13 14 15 16

Filter by Year

2010 2024

Filter By Issues

All Issue Vol 26, No 2 (2024): June 2024 Vol 26, No 1 (2024): February 2024 Vol 25, No 3 (2023): October 2023 Vol 25, No 2 (2023): June 2023 Vol 25, No 1 (2023): February 2023 Vol 24, No 3 (2022): October 2022 Vol 24, No 2 (2022): June 2022 Vol 24, No 1 (2022): February (2022) Vol 23, No 3 (2021): October (2021) Vol 23, No 2 (2021): June 2021 Vol 23, No 1 (2021): FEBRUARY 2021 Vol 22, No 3 (2020): OCTOBER 2020 Vol 22, No 2 (2020): June 2020 Vol 22, No 1 (2020): February 2020 Vol 21, No 3 (2019): October 2019 Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019 Vol 21, No 1 (2019): February 2019 Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018 Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018 Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018 Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015 Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014 Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013 Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012 Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011 Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010 Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010 More Issue

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name -

Contact Email -

Phone -

Journal Mail Official jurtdm@batan.go.id

Editorial Address Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location Kota adm. jakarta selatan, Dki jakarta INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id

Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA