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

13 14 15 16 17

PEMODELAN DAN ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA DARI PWR PADA KONDISI ABNORMAL DI TAPAK BOJANEGARA-SERANG Sri Kuntjoro
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (395.838 KB)

Penambahan pembangkit listrik yang baru khususnya pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) berpotensi memberikan konsekuensi radiologis pada masyarakat dan lingkungan, karena adanya lepasan radioaktif dalam kondisi operasi normal maupun abnormal. Oleh karena itu maka pengelola reaktor nuklir harus bisa menyediakan data dan argumentasi yang kuat untuk menjelaskan tentang keselamatan PLTN terhadap lingkungan. Untuk itu perlu dilakukan analisis kondisi abnormal yang terjadi pada PLTN yang akan memberikan konsekuensi radiologis pada lingkungan. Analisis dilakukan dengan membuat pemodelan simulasi kondisi abnormal yang dipostulasikan pada PLTN tipe PWR 1000 MWe serta simulasi dan pemodelan pola potensi lingkungan sebagai daya dukung tapak terhadap penerimaan konsekuensi radiologis tersebut. Pemodelan fenomena transport radionuklida dari teras reaktor sampai ke luar dari sungkup reaktor dilakukan menggunakan perangkat lunak EMERALD dan pemodelan pola dispersi radioaktivitas ke lingkungan dari reaktor meliputi simulasi kondisi meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi masyarakat pada kondisi ekstrim di daerah studi, menggunakan perangkat lunak GIS, Arcview, Windrose, dan PC COSYMA. Pemodelan konsekuensi radiologis menggunakan tapak contoh daerah Bojanegara-Kramatwatu Pantai Serang-Banten. Dengan menggunakan data sourceterm, data meteorologi dan data dispersi (sebaran penduduk, produksi pertanian dan ternak) dan modeling alur paparan (pathway), dihasilkan model sebaran radionuklida dan penerimaan paparan radiasi di lingkungan tapak Bojanegara-Serang, dengan penerimaan dosis radiasi di bawah batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN.Kata kunci : PLTN, radioaktivitas, pola dispersi, keselamatan Additional of electrical power especially Nuclear Power Plant will give radiological consequences to population and environment due to radioactive release in normal and abnormal condition. In consequence the management of nuclear power plant must supply data and strong argumentation to clarify the safety of nuclear power plant to environment. For that purpose it needs to be carried out an analysis of abnormal condition in nuclear power plant and its radiological consequences to the environment. That analysis is done using abnormal condition simulation model postulated on 1000 MWe nuclear power plant. That simulation model is used also to evaluate environmental potential as site capability in supporting the radiological consequences. Radionuclide transport modeling from reactor core to containment uses EMERALD computer code. Other computer codes are Windrose, PC-COSYMA and ArcView are used to simulate meteorology condition, radionuclide release to population distribution of food production and consumption and distribution of radiation dose received to population around nuclear power plant. Application of that simulation is carried out to NPP candidate site in Bojanegara-Kramatwatu, Serang Banten peninsula. Using source term data, meteorology data, dispersion data and pathways modeling are resulting radionuclide dispersion model and radiation pathway acceptance at the surrounding nuclear power plant site (Bojanegara-Serang peninsula). The result shows that maximum radiation dose received is lower than dose permitted in accordance with regulatory body (BAPETEN). Keywords : Nulear power plant, radioactivity, dispersion model, safety

OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI Endiah Puji Hastuti; Muhammad Subekti; Sukmanto Dibyo; M. Darwis Isnaini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRAK OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI. Implementasi reaktor inovasi telah diterapkan pada berbagai reaktor riset baru yang saat ini sedang dibangun. Pada saat ini BATAN sedang merancang desain konseptual reaktor riset daya tinggi yang telah masuk pada tahap optimasi desain. Spesifikasi desain konseptual reaktor riset inovatif adalah reaktor tipe kolam berpendingin air dan reflektor D2O. Teras reaktor memiliki kisi 5x5 dengan 16 bahan bakar dan 4 batang kendali. Teras reaktor berada di dalam tabung berisi D2O yang berfungsi sebagai posisi iradiasi. Daya reaktor 50 MW didesain untuk membangkitkan fluks neutron termal sebesar 5x1014 n/cm2s. Teras reaktor berbentuk kompak dan menggunakan bahan bakar U9Mo-Al dengan tingkat muat uranium 7-9 gU/cm3. Desain termohidrolika yang mencakup pemodelan, perhitungan dan analisis kecukupan pendingin dibuat sinergi dengan desain fisika teras agar keselamatan reaktor terjamin. Makalah ini bertujuan menyampaikan hasil analisis perhitungan termohidrolika teras dan sistem reaktor riset inovatif pada kondisi tunak. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan yang telah tervalidasi, masing-masing adalah Caudvap, PARET-ANL, Fluent dan ChemCad 6.4.1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pembangkitan panas yang tinggi dapat dipindahkan tanpa menyebabkan pendidihan dengan menerapkan desain teras reaktor bertekanan, di samping itu desain awal komponen utama sistem pembuangan panas yang terintegrasi telah dilakukan, sehingga konseptual desain termohidrolika RRI-50 dapat diselesaikan. Kata kunci : reaktor riset inovatif, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1. ABSTRACT THERMALHYDRAULIC DESIGN AND COOLING SYSTEM OPTIMIZATION OF THE HIGH POWER INOVATIVE RESEARCH REACTOR. Reactor innovation has been implemented in a variety of new research reactors that currently are being built. At this time BATAN is designing a conceptual design of the high power research reactor which has entered the stage of design optimization. The conceptual design specifications of the innovative research reactor is a pool type reactor, water-cooled and reflected by D2O. The reactor core has a 5 x 5 grid with 16 fuels and 4 control rods, which is inserted into a tube containing D2O as an irradiation position. Reactor power of 50 MW is designed to generate thermal neutron flux of 5x1014 n/cm2s. The compact core reactor is using U9Mo-Al fuel with uranium loading of 7-9 gU/cm3. Thermal hydraulic design includes modeling, calculation and analysis of the adequacy of coolant created synergy with the physical design of reactor safety. This paper aims to deliver the results of thermal hydraulic calculation and system design analysis at steady state condition. The analysis was done using various calculation programs that have been validated, i.e. Caudvap, PARET-ANL, Fluent and ChemCad 6.4.1. The calculation results show that the heat generation can be transfered without causing a two phase flow boiling by applying pressurized reactor core design, while the main components of initial design system with an integrated heat dissipation has been done, to complete the conceptual design of the RRI-50 thermalhydraulics. Keywords : inovative research reactor, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1.

IRRADIATION CHARACTERISTIC OF NATURAL UO2 PIN PHWR TARGET AT PRTF OF RSG – GAS CORE Jati Susilo; Tagor Malem Sembiring; Winter Dewayatna
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The RSG-GAS reactor has a facility for irradiation of the fuel pin of nuclear power reactor, namely Power Ramp Test Facility (PRTF). The in-house fabrication PWR fuel pin has prepared for irradiations in the PRTF facility, currently, while the various enrichments of uranium are analyzed using the analytical tool. In the next step, it is planned to perform an irradiation of PHWR fuel pin sample of natural UO2 in the facility. Before irradiation in the core, it should be analyzed by using the analytical tool. The objectives of this paper are to optimize irradiation time based on the burn-up, the generated linear power and the neutron flux level at the target. The 3-dimension calculations have been carried out by using the CITATION code in the SRAC2006 code system. Since the coolant of the reactor is H2O, the effect of moderators in the pressurized tube, H2O and D2O, were analyzed, as well as pellet radius and moderator densities. The calculation results show that the higher linear power as irradiation time longer is occurred preferably in the D2O moderator than in H2O. For the D2O moderator, the higher pressure affects the lower density and longer irradiation time. The maximum irradiation time for natural UO2 fuel pin with the pressurized D2O moderator is about 9.5×104 h, with the linear power of 700 W/cm. During irradiation, neutronic parameters of the core such as excess reactivity and ppf show a very small change, still far below design value.Keywords: PHWR, Neutron Flux, Thermal Power, PRTF, RSG-GAS KARAKTERISTIK IRADIASI TARGET PIN PHWR UO2 ALAM PADA PRTF TERAS RSG – GAS. Teras RSG-GAS dilengkapi dengan fasilitas untuk uji iradiasi bahan bakar nuklir atau disebut dengan Power Ramp Test Fasility (PRTF). Saat ini sedang dilpersiapkan untuk dilakukan uji sample pin bahan bakar PWR pada fasilitas PRTF. Analisis terhadap uji iradiasi sample pellet UO2 dengan berbagai pengkayaan telah dilakukan menggunakan paket program komputer. Dimasa yang akan datang, uji iradiasi pin bahan bakar PHWR UO2 alam juga sedang dalam perencanaan. Sebelum diiradiasi di dalam teras, maka terlebih dahulu harus dilakukan analisis dengan menggunakan paket program komputer. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi pin bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron. Perhitungan teras RSG-GAS dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION dalam bentuk geometri 3 dimensi. Analisis dilakukan terhadap pengaruh penggunaan jenis moderator pada tabung tekan iradiasi (H2O dan D2O), perubahan ukuran pelllet UO2 dan perubahan besarnya densitas moderator D2O. Dari analisis hasil perhitungan diketahui bahwa semakin lama waktu iradiasi akan menghasilkan daya termal yang semakin besar jika menggunakan moderator D2O dibandingkan H2O. Semakin tinggi tekanan atau semakin kecil densitas moderator, maka akan menghasilkan daya termal yang semakin besar seiring bertambah lamanya waktu iradiasi. Batas maksimal waktu iradiasi untuk pin bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 9,5×104 jam, dengan batasan daya linier desain kemampuan peralatan, 700 W/cm. Selama iradiasi, nilai parameter neutronik teras reaktor seperti reaktivitas lebih dan ppf hanya menunjukkan perubahan yang sangat kecil, masih jauh dibawah batas yang ditetapkan dalam desain.Kata kunci: PHWR, Fluks Neutron, Daya Termal, PRTF, RSG-GAS

PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR Pande Made Udiyani; Sri Kuntjoro; 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 (350.207 KB)

Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.Kata kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR Reactor safety assessment of nuclear power plants using probabilistic assessment methodology is most important in addition to the deterministic assessment. The methodology of Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the postulations beyond design basis accidentsof PWR AP - 1000 would be taken, and simulated at West Bangka sample site. The series of calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental site, exposure pathway modeling, analysis of radionuclide dispersion and transport phenomena in the environment, radionuclide deposition analysis, analysis of radiation dose, protection & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The results prove that the safety assessment using Level 3 PSA methodology is very effective and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident management especially for severe accidents or beyond design basis accidents of nuclear power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA. Keywords: Level 3 PSA, accident, PWR

ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW Sri Kuntjoro
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 (459.02 KB)

Telah dilakukan analisis sebaran radionuklida pada reaktor daya Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWTh, setara dengan 1000 Mwe untuk kondisi operasi normal. Analisis dilakukan untuk dua reaktor yang terpisah sejauh 500 m dan sudut 90o satu dengan yang lain. Langkah awal dalam melakukan analisis adalah menentukan suku sumber reaktor menggunakan program komputer ORIGEN2 dan EMERALD NORMAL. ORIGEN2 digunakan untuk menentukan inventori radionuklida yang terdapat di reaktor. Selanjutnya dengan dengan menggunakan program EMERALD NORMAL dihitung suku sumber yang sampai ke cerobong reaktor. Untuk menganalisis dosis yang diterima penduduk dilakukan dengan menggunakan program PC-CREAM. Perhitungan dilakukan untuk satu dan dua PLTN di calon tapak PLTN. Hasil yang diperoleh adalah sebaran radionuklida terbesar untuk satu PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 9 (191,25o) dan untuk dua PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 10 (213,75o). Radionuklida yang sampai ke penduduk melalui dua alur yaitu alur makanan dan hirupan. Untuk alur makanan berasal dari radionuklida I-131, dan terbesar melalui alur produk susu sebesar 53,40 % untuk satu maupun dua PLTN . Untuk alur hirupan ranionuklida pemberi kontribusi paparan terbesar berasal dari Kr-85m sebesar 53,80 %. Dosis total terbesar yang diterima penduduk terdapat pada jarak 1 Km untuk bayi yaitu sebesar 4,10 μSi dan 11,26 μSi untuk satu dan dua PLTN. Hasil ini sangat kecil dibandingkan dengan batas dosis yang diijinkan oleh badan pengawas (BAPETEN) untuk penduduk yaitu sebesar 1 mSi.Kata Kunci : Reaktor daya, komputer code, radionuklida, alur makanan, hirupan Analysis for radionuclide dispersion for the Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWth Power Reactor, equal to the 1000 MWe at normal condition has been done. Analysis was done for two piles that is separated by 500 m distance and angle of 90o one to other. Initial pace in doing the analysis is to determine reactors source term using ORIGEN2 and EMERALD NORMAL. computer code program. ORIGEN2 applied to determine radionuclide inventory emerged in the reactor. Hereinafter, by using Emerald Normal Computer code is calculated source term reaching the reactor stack. To analyze dose received by population is done by using PCCREAM computer code. Calculation done for one and two PLTN attached in site candidate of plants. The result showed is that the highest radionuclide release for one PLTN is at 1 km distance and to 9th zone toward ( 19.25o) and for two PLTN is at 1 km distance and to 10th zone toward (21.75o). Radionuclide which up to population through two pathsway that are foodstuff and inhalation. To foodstuff comes from radionuclide I-131, and the biggest passed from milk product with 53.40 % for one and also two PLTN . For inhalation pathway the highest radionuclide contribution come from Kr-85m is about 53.80 %. The highest total dose received by population is at 1 Km distance received by baby that is 4.10 μSi and 11.26 μSi for one and two PLTN respectively. Those result are very small compared to the maximum permition dose to population issued by regulatori body that is equal to 1 mSi. Keywords : reactor power, computer code, radionuclide, food stuff, inhalation

THE THERMAL-HYDRAULICS ANALYSIS ON RADIAL AND AXIAL POWER FLUCTUATION FOR AP1000 REACTOR Muh. Darwis Isnaini; Surip Widodo; Muhammad Subekti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT THE THERMAL-HYDRAULICS ANALYSIS ON RADIAL AND AXIAL POWER FLUCTUATION FOR AP1000 REACTOR. The reduction of fissile material during reactor operation affects reactivity reduction. Therefore, in order to keep the reactor operating at fixed power, it must be compensated by slowly withdrawing the control-rod up. However, it will change the shape of the horizontal/axial power distribution and safety margin as well. The research carries out the calculations of the core thermal-hydraulics to determine the effect of the fluctuations of the power distribution on the thermal-hydraulic AP1000’s parameters and study their impacts on the safety margin. The calculation is done using the COBRA-EN code and the result shows that the maximum heat flux at the Beginning of Cycle (BOC) is 1624.02 kW/m2. This heat flux will then decrease by 22.75% at the Middle of Cycle (MOC) and by 0.29% at the End of Cycle (EOC). The peak fuel centerline temperature at the BOC, MOC and EOC, are 1608.15°C, 1232.15°C, and 1301.75°C, respectively. These temperature differences are caused by the heat flux effects on sub-cooled boiling regions in the cladding surface. Moreover, the value of MDNBRs at the MOC and EOC are 3.23 and 3.00, which are higher than the MDNBR at the BOC of 2.49. It could be concluded that the operating cycle of the AP1000 reactor should be operated in the MOC and the EOC, which will be more safely than be operated in the BOC. Keywords: Core thermal-hydraulics, AP1000, fluctuation of power distribution, COBRA-EN. ABSTRAK ANALISIS TERMOHIDRAULIKA PADA FLUKTUASI DAYA AXIAL DAN RADIAL UNTUK REAKTOR AP1000. Berkurangnya material fisil selama operasi reaktor, mengakibatkan reaktivitas berkurang. Oleh karena itu, agar reaktor tetap beroperasi pada daya yang tetap, maka harus dikompensasi dengan menarik batang kendali ke atas sedikit demi sedikit. Akan tetapi, hal ini akan berakibat pada berubahnya bentuk distribusi daya ke arah horisontal/aksial dan berdampak ke perubahan marjin keselamatan. Penelitian ini melakukan perhitungan termohidrolika teras untuk mengetahui pengaruh fluktuasi distribusi daya pada parameter termohidrolika AP1000 dan mempelajari dampaknya terhadap marjin keselamatan. Hasil perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode COBRA-EN dan hasilnya menunjukkan bahwa fluks kalor maksimum pada awal siklus (BOC) sebesar 1624,02 kW/m2 berkurang 22,75% di tengah siklus (MOC) dan berkurang lagi 0,29% di akhir siklus (EOC). Temperatur puncak tengah bahan-bakar di awal, tengah dan akhir siklus adalah sebesar 1608,15°C; 1232,15°C; dan 1301,75°C akibat dari fluks kalor pada daerah kelongsong yang mengalami pendidihan tak jenuh. Sedangkan nilai MDNBR pada tengah dan akhir siklus adalah 3,23 dan 3,00; meningkat dibanding MDNBR pada awal siklus 2,49. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa pada kondisi tengah dan akhir siklus operasi reaktor AP1000 memiliki marjin keselamatan yang lebih baik dibanding kondisi awal siklus. Kata kunci : Termohidrolika teras, AP1000, fluktuasi distribusi daya, COBRA-EN

FLUIDA NANO ZRO2 SEBAGAI FLUIDA PENDINGIN PADA PERMUKAAN PEMANAS PELAT VERTIKAL: STUDI EKSPERIMENTAL V. Indriati Sri Wardhani
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 (270.33 KB)

Salah satu usaha untuk menaikkan efektivitas pendinginan suatu sistem adalah dengan mencoba mengganti fluida kerjanya, yaitu dengan menggunakan fluida nano. Fluida nano ini merupakan campuran antara air dengan partikel nano yang berukuran 10-7-10-9 m. Karena fluida nano ini merupakan campuran air dan partikel nano, maka diharapkan campuran tersebut dapat homogen menjadi larutan yang serba sama sifatnya. Dalam keadaan yang homogen dan serba sama tersebut seharusnya fluida nano yang digunakan sebagai fluida pendingin dapat memindahkan energi dalam bentuk panas yang lebih besar. Dalam penelitian ini digunakan fluida nano yang dibuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 dengan konsentrasi 1 gram/liter. Penelitian dimulai dengan membuat suatu sistem peralatan eksperimen yang terdiri dari pemanas berbentuk datar sebagai sumber panas dengan fluida nano sebagai pendingin dialirkan ke permukaan pemanas. Karena adanya perbedaan temperatur antara pemanas dan fluida pendingin tersebut, terjadilah proses perpindahan energi dalam bentuk panas. Efektivitas proses perpindahan energi ini akan dipengaruhi oleh bahan dan sifat termohidrolika fluida pendinginnya. Data yang diperoleh dari hasil eksperimen ini dipergunakan untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi (h). Dari hasil perhitungan diperoleh koefisien perpindahan panas fluida nano lebih besar 1.08 kali dibandingkan dengan koefisien perpindahan panas air, hal ini menunjukkan bahwa fluida nano lebih efektif dipergunakan sebagai fluida pendingin dibandingkan air. ABSTRACT One attempt to increase the effectiveness of the cooling process is by replacing the coolant itself, for example by replacing water with nano fluid. The nano fluid is a homogenous mixture of water with nano particles of 10-7-10-9 m in diameter. This homogeneous solution is expected to improve the capability of the coolant for transferring heat energy. The study is done by creating an experimental equipment consisting of a flat shaped heater as the heat source and nano fluid ZrO2 as coolant supplied to the heater to remove heat from its surface. Because of the temperature difference between the heater and the coolant, the heat energy generated in the heater will be transferred by the coolant. The effectiveness of this energy transfer process are influenced by the nature of the material and the coolant fluid thermal hydraulics characteristic. Data obtained from this experimental study are used to calculate the convection heat transfer coefficient (h) of the nano fluid ZrO2. The result confirms that heat transfer coefficient of nano fluid ZrO2 is 1.08 higher than the heat transfer coefficient of the water. This indicates that nano fluid ZrO2 is more effective than water for heat transfer.

CALCULATION OF BNCT DOSIMETRY FOR BRAIN CANCER BASED ON KARTINI RESEARCH REACTOR USING PHITS CODE Suhendra Gunawan Ntoy; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Cancer is a dangerous disease caused by the growth of a mass of cells that are unnatural and uncontrollable. Glioblastoma, also called as glioblastoma multiforme (GBM), is one of dangerous brain cancer. The dismal prognosis associated with glioblastoma is attributable not only to its aggressive and infiltrative behavior, but also to its location typically deep in the parenchyma of the brain. In resolving this chalenge, the BNCT method can be a solution. This study aims to calculate BNCT dosimetry in different of cancer positions and irradiation geometries using PHITS code. The results show that the deeper the cancers target at brain the slower the total absorbed dose rate of cancer target. It takes a longer treatment time. Based on the treatment time and total absorbed dose rate of cancer target, the TOP irradiation geometry is an appropriate choice in treating the cancer target in this case. To achieve the histopathological cure of GBM at the primary site, the absorbed dose of brain was calculated to be 1.07 Gy and 1.64 Gy for the LLAT and PA irradiation geometry, respectively. While, for cancer position of 3 cm, 5 cm, 7.15 cm, 9 cm, and 11 cm, the absorbed dose of brain is 0.25 Gy, 0.48 Gy, 0.85 Gy, 1.33 Gy, and 2.01 Gy, respectively. In addition to the stochastic effect, it was found also deterministic effects that may be produced such as cataracts.Keywords: BNCT dosimetry; GBM; brain cancer cases; PHITS; MIRD phantom PERHITUNGAN DOSIMETRI BNCT PADA KANKER OTAK BERBASIS REAKTOR RISET KARTINI MENGGUNAKAN PROGRAM PHITS. Kanker merupakansalahsatu penyakit berbahaya yang diakibatkan oleh tumbuhnya sekumpulan massa sel-sel yang tidak wajar dan tidak terkendali. Salah satu penyakit kanker otak yang berbahaya adalah Glioblastoma atau yang biasa disebut Glioblastoma Multiforme (GBM). Prognosis suram terkait dengan GBM tidak hanya untuk perilaku agresif dan infiltrasi, tetapi juga terhadaplokasi yang jauh di dalam parenkim otak. Untuk menjawab hal tersebut, Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) dapat menjadi solusi. Penilitian ini bertujuan untuk menghitung dosimetri BNCT dalam berbagai posisikan kerdan geometri penyinaran dengan menggunakan program PHITS. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semakin dalam target kanker di otak maka semakin kecil total laju dosis serap dari target kanker. Semakin dalam target kanker di otak dibutuhkan waktu pengobatan yang semakin lama. Berdasarkan waktu pengobatan dan laju dosis serap dari target kanker, bidang penyinaran TOP merupakan pilihan yang tepat dalam mengobati target kanker dalam kasus ini. Untuk mencapai penyembuhan GBM secara histopatologis di lokasi utama, dosis serap dari otak dihitung berturut-turut sebesar 1,07 Gy dan 1,64 Gy untuk bidang penyinaran LLAT dan PA. Sedangkan, untuk posisi kanker 3 cm, 5 cm, 7,15 cm, 9 cm, dan 11 cm, berturut-turut dosis serap dari otak adalah 0,25 Gy, 0,48 Gy, 0,85 Gy, 1,33 Gy, and 2,01 Gy. Selain adanya efek stokastik, ditemukan juga efek deterministik yang mungkin dihasilkan seperti katarak.Kata kunci: Dosimetri BNCT, GBM, kasuskankerotak, geometripenyinaran, posisikanker, ORNLMIRD phantom.

VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo; Susyadi Susyadi; D.T. Sony Tjahyani; Hendro Tjahjono
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 (590.516 KB)

AP1000 adalah reaktor daya PWR maju dengan daya listrik 1154 MW yang didesain berdasarkan kinerja teruji dari desain PWR lain oleh Westinghouse. Untuk mempersiapkan peran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir sebagai suatu Technical Support Organization (TSO) dalam hal verifikasi keselamatan, telah dilakukan kegiatan verifikasi keselamatan untuk AP1000 yang dimulai dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR), tangki core makeup tank (CMT), dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). Kecelakaan kegagalan pendingin sekunder yang dipilih adalah hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap yang disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah untuk memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dimana hasil analisis yang diperoleh divalidasi dan dibandingkan dengan hasil analisis menggunakan program perhitungan LOFTRAN di dalam dokumen desain keselamatan AP1000. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa kejadian hilangnya suplai air umpan tidak berdampak pada kerusakan teras, sistem pendingin reaktor, maupun sistem sekunder. Penukar kalor PRHR telah terverifikasi kemampuannya dalam membuang kalor peluruhan teras setelah trip reaktor. Hasil validasi dengan dokumen pembanding menunjukkan kesesuaian pada sebagian besar parameter termohidraulika. Secara umum, model PWR maju yang dilengkapi dengan sistem pendinginan teras ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder.Kata kunci: Verifikasi, hilangnya aliran air umpan, AP1000 AP1000 is a PWR power reactor with 1154 MW of electrical power that is designed based on the proven performance of the other Westinghouse PWR designs. To prepare the role of Center for Reactor Technology and Nuclear Safety as a Technical Support Organization (TSO) in terms of reactor safety verification, the verification activities have been carried out for the AP1000 that begins with failure of secondary coolant accident verification. The activity started with the technical safety features modeling such as passive core cooling system consisting of a Passive Residual Heat Removal system (PRHR), Core Makeup Tank (CMT), and In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). The failure of secondary coolant accident selected is the loss of main feedwater flow to one of the steam generator simulated using the calculation program RELAP5/SCDAP/Mod3.4. The objective of analysis is to obtain sequences of changes in the thermalhydraulic parameters in the reactor due to the selected event. Analysis results obtained are validated and compared with the analysis results using the calculation program LOFTRAN in the AP1000 safety design document. The verification results show that the loss of feed-water supply has no impact on core damage, the reactor coolant system, as well as secondary systems. The ability of heat exchanger PRHR has been verified to dissipate decay heat of the core after reactor trip. Validation with the AP1000 safety design document shows compliance on most thermal hydraulic parameters. In general, the advanced PWR model equipped with passive core cooling system that has been developed remains safe in the event of loss of secondary coolant flow accident. Keywords: Verification, loss of feed water flow, AP1000

APLIKASI PENSILBARIS1.2 UNTUK DESAIN KESELAMATAN IRADIATOR GAMMA BATAN 500K M.S. Pudjijanto
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 (627.895 KB)

Aspek keselamatan penggunaaan radiasi gamma, khususnya penggunaan iradiator gamma perlu ditekankan untuk menjamin keselamatan personil maupun keselamatan lingkungan. Keselamatan radiasi pekerja diperhitungkan pada saat fasilitas iradiasi beroperasi normal dan ketika sedang dilakukan bongkar-muat sumber radiasi dan perawatan/perbaikan fasilitas dengan sumber radiasi berada di dalam kolam penyimpan atau di rak khusus penyimpan sumber. Jenis dan tebal dinding beton ruang papar yang sekaligus berfungsi sebagai perisai radiasi perlu dipertimbangkan, agar paparan radiasi di lingkungan fasilitas iradiator ini memenuhi kriteria keselamatan radiasi yang ditetapkan BAPETEN. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan PensilBaris1.2 dengan teknik integrasi kernel titik dan sebagai pembanding digunakan program MCNP5 dengan teknik Monte Carlo. Fasilitas iradiator gamma inovatif yang akan didesain berdimensi panjang 13 m, lebar 6 m dan tinggi 4 m. Radiasi gamma bersumber dari 36-52 batang Cobalt-60 beraktivitas total 500 kCi yang disusun tegak berjajar yang berjarak sama dalam sepasang rak sejajar bertingka dua dengan panjang 135 cm dan tinggi 100 cm. Jarak pisang antara sepasang rak sumber gamma ditetapkan 120 cm. Hasil perhitungan program PensilBaris1.2 untuk dinding beton dengan kerapatan 2,45 g/cm3 berturut-turut memberikan 141,6; 164,4 dan 154,9 cm dan program MCNP5 berturut-turut memberikan ketebalan 145, 155 dan 140 cm. Perbedaan hasil dari kedua tool ini, selain disebabkan oleh teknik dan metode komputasi yang berbeda, disebabkan karena adanya perbedaan pustaka data tampang interaksi foton dengan materi dan faktor bangkit dosis yang digunakan. Hasil perhitungan menggunakan PensilBaris1.2 dengan kerapatan 2,35 g/cm3 memberikan tebal dinding beton dalam arah memanjang, melebar dan meninggi berturut-turut 147,4; 170,7 dan 161,4 cm. Kedalaman benam minimal ujung atas sumber dari permukaan air kolam menggunakan PensilBaris1.2 sebesar 4,85 meter untuk laju dosis 0,25 mrem/jam dan 3,25 m untuk nilai batas 2,5 mrem/jam, sedangkan bila menggunakan MCNP5 memberikan harga yang tak begitu jauh berbeda. Bedasarkan hasil perhitungan ini telah dibuat desain dasar fasilitas radiator gamma yang dapat dilanjutkan kedesain lengkap sehingga dapat diaplikasikan untuk kepentingan masyarakat.Kata kunci: iradiator gamma, laju dosis radiasi, dosis radiasi total, keselamatan radiasi, perisai radiasi, PensilBaris, MCNP5. The safety aspects of the gamma radiation application, especially in using of gamma irradiators is required to guarantee the personnel safety and environmental safety. The radiation safety of workers is reckoned in normal operation of the irradiation facility and in loadingunloading of radiation source and maintenance or repairing of this facility when radiation source inside the storage pool or in the depository racks. The type and thickness of concrete wall that serves as radiation shielding should be considered, so the radiation exposure in the environment fulfil with the radiation safety criteria established by BAPETEN. Calculation performed by using the PensilBaris1.2 computer code with a point kernel integration technique and as comparison using MCNP5 code with the Monte Carlo techniques. The facility of innovative gamma irradiator has dimension of length, wide dan hight 13, 6 and 4 m, respectively and gamma sources emitted from 36-52 Cobalt-60 rods with 500 kCi total activities that are arranged in a pair of parallel 2-level rack in 135 cm long and 100 cm height. The results of calculation using PensilBaris1.2 give a thickness of 2.45 g/cm3 density concrete wall in length, wide and hight are 14.,6; 164.4 and 15.,6 cm, revectively. Similar analysis using MCNP5 but for 2.45 g/cm3 density concrete wall, giving the thickness of 145, 155 and 140 cm, resvectively. The difference results from both tools, other than due to the technical and computational methods are different, may be caused also by differences in the data library of the photon interaction cross-section to the matter and dose built-up factor used. Meanwhile, the result from PensilBaris1.2 using density of concrete wall 2.35 g/cm3 give the thickness of wall in length, wide and hight of 147.4; 170.7 and 161.4 cm, respectively. Minimum under water depth of the upper end of the source rack from the water surface using PensilBaris1.2 giving 4.85 m for 0.25 mrem/h and 3.25 m for the limit value 2.5 mrem/h dose rate, whereas using MCNP5 giving not so much significantly different values. Based on these calculations the basic design of gamma irradiator facility has been made and then it will be continued to detail design so after that it can be fabricated for operation. Keywords: gamma irradiators, radiation dose rate, total radiation dose, radiation safety, radiation shielding, PensilBaris, MCNP5.

Page 15 of 23 | Total Record : 225

13 14 15 16 17

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