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

14 15 16 17 18

CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE Roziq Himawan; Mike Susmikanti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT In the in-service inspection conducted to G.A. Siwabessy reactor’s primary cooling system pipe, it was found the presence of inhomogenity inside of welding part. To verify whether the inhomogenity could be tolerated or not, comparative data from welding pre-service inspection is needed. Unfortunately, this weld wasn’t covered in pre-service inspection. Therefore, this inhomogenity needs to be analyzed. The purpose of this study is to evaluate the stress intensity factor of the inhomogenity, whether it is within a limit value or not and to predict the crack growth. Analysis were performed based on fracture mechanics theory using parameter of stress intensity factor. Two models were used for calculation approach that are plane crack model and semi-elliptic crack model. Hence, in order to predict the length of inhomogenity in the future, crack growth calculations were performed. The results showed that stress intensity values from both two models are remain below fracture toughness value of pipe’s material. Besides that, stress intensity factor from plane crack model is higher than those from semi-elliptic crack model. Under consideration that inhomogenity has an arc shape in actual, thus, stress intensity factor from this inhomogenity still low enough compare to the fracture toughness. Crack growth calculation’s results showed that after 300th cycle of loading, the length of inhomogenity reaches approximately 2 mm. Based on operation data of G.A. Siwabessy reactor, 300 cycle number is corresponds to 30 years operation. Based on these results it could be concluded that the presence of inhomogenity in the welding part does not affect the structure’s integrity of piping system. Keywords : Inhomogenity, fracture mechanics, fracture toughness, stress intensity factor, crack growth ABSTRAK Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak. Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semi-ellips. Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips. Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A. Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan. Kata kunci : Inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan retak

Analisis dan Optimasi Desain Sistem Reaktor Gas Temperatur Tinggi RGTT200K dan RGTT200KT Mohammad Dhandhang Purwadi
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 (167.422 KB)

Berdasarkan amanat Perpres No.5/2010, PTRKN-BATANmengembangkan desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi berbasis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yang diberi nama RGTT200K dan RGTT200KT. Desain sistem kedua varian RGTT ini belum optimal dan spesifikasi thermal-flow dari kedua teras reaktor berbeda. Seharusnya desain konseptual sistem RGTT200K maupun RGTT200KT mempunyai sepsifikasi thermal-flow teras reaktor yang sama, sehingga tidak perlu mendesain dua teras reaktor dengan geometri teras dan bahan bakar yang berbeda. Untuk memenuhi persyaratan tersebut dalam penelitian inidilakukan analisis dan optimasi terhadap desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan tujuan meningkatkan faktor utilisasi energi termal (EUF) dan menyatukan spesifikasi thermal-flow teras reaktor. Analisis sistem RGTT200K dan RGTT200KT dilakukan denganperangkat lunak Cyclepad. Metode volume kendali tetap satu dimensi digunakan dalam Cyclepad untuk menyelesaikan persamaan konservasi dalam volume kendali, oleh karena itu Cyclepad sangat sesuai untuk melakukan desain konseptual sistem siklus termodinamika. Optimasi dilakukandengan penyelesaian persamaan aljabar linier dari model RGTT200K dan RGTT200KT. Dari analisis dan optimasi ini dihasilkan desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan spesifikasi thermal-flow teras sama, dan peningkatan EUF dari 63% menjadi 80,14% (untuk RGTT200K) dan dari 63,6% menjadi 78,02% (untuk RGTT200KT).

THERMAL NEUTRON FLUX MAPPING ON A TARGET CAPSULE AT RABBIT FACILITY OF RSG-GAS REACTOR FOR USE IN k0-INAA Sutisna Sutisna
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (522.974 KB)

Instrumental neutron activation analysis based on the k0 method (k0-INAA) requires the availability of the accurate reactor parameter data, in particular a thermal neutron flux that interact with a targets inside the target capsule. This research aims to determine and map the thermal neutron flux inside the capsule and irradiation channels used for the elemental quantification using the k0-AANI. Mapping of the thermal neutron flux (фth) on two type of irradiation capsule have been done for RS01 and RS02 facilities of RSG-GAS reactor. Thermal neutron flux determined using Al-0,1%Au alloy through 197Au(n,g) 198Au nuclear reaction, while the flux mapping done using statistics R. Thermal neutron flux are calculated using k0-IAEA software provided by IAEA. The results showed the average thermal neutron flux is (5.6±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.6±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.2±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 and (5.3±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 for Polyethylene capsule of 1st , 2nd, 3rd and 4th layer respectively. In the case of Aluminum capsule, the thermal neutron flux was lower compared to that on Polyethylene capsule. There were (3.0±0.2)×10+13 n.cm-2.s-1; (2.8±0.1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3.2±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1 for 1st, 2nd and 3rd layers respectively. For each layer in the capsule, the thermal neutron flux is not uniform and it was no degradation flux in the axial direction, both for polyethylene and aluminum capsules. Contour map of eight layer on polyethylene capsule and six layers on aluminum capsule for RS01 and RS02 irradiation channels had a similar pattern with a small diversity for all type of the irradiation capsule.Keywords: thermal neutron, flux, capsule, NAA Analisis aktivasi neutron instrumental berbasis metode k0 (k0-AANI) memerlukan ketersediaan data parameter reaktor yang akurat, khususnya data fluks neutron termal yang berinteraksi dengan inti sasaran di dalam kapsul target. Penelitian ini bertujuan menentukan dan memetakan fluks neutron termal di dalam kapsul dan kanal iradiasi yang berbeda untuk kuantifikasi unsur-unsur menggunakan k0-AANI. Pemetaan fluks neutron termal (фth) pada dua jenis kapsul iradiasi telah dilakukan untuk kanal RS01 dan RS02 di reaktor RSG-GAS. Fluks neutron termal ditentukan dengan menggunakan paduan Al - 0,1 % Au melalui reaksi nuklir 197Au (n,g) 198Au, sementara pemetaan fluks dilakukan menggunakan statistik R. Fluks neutron termal dihitung menggunakan perangkat lunak k0-IAEA yang disediakan oleh IAEA. Hasil penelitian menunjukkan bawa rata-rata fluk neutron termal adalah (5,6±0,3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5,6±0,4)×10+13 n.cm-2.s-1, (5,2± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 dan (5,3 ± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2, 3 dan 4 pada kapsul polietilena. Dalam kasus kapsul aluminium, fluk neutron termal adalah lebih rendah dibandingkan dengan fluk neutron termal pada kapsul polietilena, yaitu (3,0 ± 0,2) ×10+13 n.cm-2.s-1; (2,8 ± 0,1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3,2 ± 0,3)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2 dan 3. Untuk setiap lapisan dalam kapsul, distribusi fluks neutron termal adalah tidak seragam dan tidak ada degradasi fluk dalam arah aksial, baik untuk kapsul polietilena maupun untuk kapsul aluminium. Peta kontur fluk neutron termal untuk delapan lapisan pada kapsul polietilena dan enam lapisan pada kapsul aluminium untuk kanal iradiasi RS01 dan RS02, memiliki pola yang sama dengan keragaman yang relatif kecil untuk semua jenis kapsul iradiasi. Kata kunci: neutron thermal, fluks, kapsul, AAN

STUDI DESAIN DOWN SCALE TERAS REAKTOR DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR – HTR 100 MWe Slamet Parmanto; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
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 (374.312 KB)

Telah dilakukan penelitian terhadap teras reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 100 Mwe berbahan bakar UO2. Reaktor ini menggunakan moderator grafit dan helium sebagai pendingin. Studi down scale dilakukan tanpa mengubah geometri teras maupun geometri bahan bakar. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, moderator dan pendingin serta nilai ekonomis bahan bakar. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain bahan bakar yang bernilai ekonomis dan memiliki fitur keselamatan melekat. Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 2003. Hasil yang diperoleh adalah desain bahan bakar UO2 berbentuk pebble dengan pengkayaan 10% U235 dan 90 ppm racun dapat bakar Gd2O3. Nilai faktor multipilkasi effektif keff pada beginning of life (BOL) adalah 1,01115 dan menjadi 1,00588 setelah 2658 hari operasi reaktor (EOL). Koefisien reaktivitas temperatur total diperoleh sebesar - 3,25900E-05 ∆k/k/K saat BOL dan -1,10615E-04 ∆k/k/K saat end of life (EOL). Reaktor ini memenuhi karakteristik keselamatan melekat ditandai dengan nilai koefisien reaktivitas temperatur yang negatif.Kata kunci: PBMR, desain bahan bakar, faktor multipilkasi effektif, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur. Research of Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) 100 MWe which used UO2 fuel has been done. This reactor uses graphite as moderator and helium as coolant. Down scale studies performed without changing the core and fuel geometry. The parameter being analyzed were core criticality, excess reactivity, fuel, moderator, coolant temperature reactivity coefficient, and fuel economy. This research is expected to obtain the design that has fuel economy and inherent safety features. In this research, we have employed SRAC 2003 code. The calculation show that the UO2 pebble fuel design with 10% enrichment of U235 and 90 ppm burnable poison of Gd2O3 results in the effective multiplication factor (keff) value of 1,01115 at beginning of life (BOL) and become 1,00588 after 2658 days of reactor operation. The core temperature reactivity coefficient is -3.25900E-05 ∆k/k/K and -1,100615E-04 ∆k/k/K at BOL and end of life (EOL), respectively. The reactor is in compliance with inherent safety characteristics indicated by the value of a negative temperature reactivity coefficient. Keywords: PBMR, fuel design, effective multiplication factor, excess reactivity, temperature reactivity coefficient.

VALIDATION OF SIMBAT-PWR USING STANDARD CODE OF COBRA-EN ON REACTOR TRANSIENT CONDITION Muhammad Darwis Isnaini; Muhammad Subekti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The validation of Pressurized Water Reactor typed Nuclear Power Plant simulator developed by BATAN (SIMBAT-PWR) using standard code of COBRA-EN on reactor transient condition has been done. The development of SIMBAT-PWR has accomplished several neutronics and thermal-hydraulic calculation modules. Therefore, the validation of the simulator is needed, especially in transient reactor operation condition. The research purpose is for characterizing the thermal-hydraulic parameters of PWR1000 core, which be able to be applied or as a comparison in developing the SIMBAT-PWR. The validation involves the calculation of the thermal-hydraulic parameters using COBRA-EN code. Furthermore, the calculation schemes are based on COBRA-EN with fixed material properties and dynamic properties that calculated by MATPRO subroutine (COBRA-EN+MATPRO) for reactor condition of startup, power rise and power fluctuation from nominal to over power. The comparison of the temperature distribution at nominal 100% power shows that the fuel centerline temperature calculated by SIMBAT-PWR has 8.76% higher result than COBRA-EN result and 7.70% lower result than COBRA-EN+MATPRO. In general, SIMBAT-PWR calculation results on fuel temperature distribution are mostly between COBRA-EN and COBRA-EN+MATPRO results. The deviations of the fuel centerline, fuel surface, inner and outer cladding as well as coolant bulk temperature in the SIMBAT-PWR and the COBRA-EN calculation, are due to the value difference of the gap heat transfer coefficient and the cladding thermal conductivity.

PENGARUH GRID PEJARAK DAN NOZZLE TERHADAP PARAMETER TERMOHIDROLIKA PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR AP1000 Muh. Darwis Isnaini
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 (733.472 KB)

Grid pejarak berfungsi secara mekanik untuk menambah kekuatan perangkat bahan bakar nuklir (BBN) dari getaran yang ditimbulkan oleh aliran pendingin yang mengalir melalui celah subkanal di dalam perangkat BBN. Oleh sebab itu perlu dilakukan analisis termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak untuk mengetahui pengaruh dipasangnya grid pejarak pada perangkat BBN. Metodologi yang dilakukan melakukan perhitungan penurunan tekanan teras, fluks massa dan koefisien hantaran kalor pada perangkat BBN tanpa grid pejarak dan variasi jumlah grid. Pada analisis subkanal terpanas (SKP) ditekankan pada perbandingan termohidrolika reaktor AP1000 pada kondisi tunak antara SKP tanpa grid pejarak dan SKP dengan 8/2 grid-nozzle, dengan menggunakan kode COBRA-EN. Dibandingkan SKP tanpa grid pejarak, maka pemasangan 8/2 grid-nozzle menyebabkan penurunan tekanan teras meningkat 3,74 kali lipat dari 73,99 kPa menjadi 276,88 kPa, fluks massa pendingin dan koefisien hantaran kalor berfluktuasi pada daerah sekitar grid pejarak, menghasilkan proses pengambilan panas oleh pendingin menjadi lebih efektif. Penurunan tekanan yang semakin besar juga akan berakibat pada nilai fluks kalor kritis (CHF) bertambah besar. Karena daya reaktor tidak berubah, maka fluks kalor cenderung berubah kecuali pada daerah grid, oleh sebab itu nilai DNBR menjadi bertambah besar yang berarti marjin keselamatannya juga bertambah besar. Perhitungan untuk SKP dengan 8/2 grid-nozzle dibandingkan dengan desain diperoleh hasil penurunan tekanan teras sebesar 276,88 kPa (perbedaan 0,68%), temperatur outlet pendingin sebesar 325,54oC (perbedaan 0,21%), fluks kalor maksimum sebesar 1635,16 kW/m2 (perbedaan 0,03%) dan MDNBR sebesar 2,48 (lebih besar 14,06% dari batas minimum korelasi W-3). Penambahan 8/2 grid-nozzle memberikan angka keselamatan yang lebih tinggi.Kata kunci: Pengaruh grid pejarak dan nozzle, analisis termohidrolika, AP1000, COBRA-EN. One of the spacer grids function was to increase the mechanical strength of fuel assembly from vibration caused by the coolant flow through the subchannels in the fuel assemblies.Therefore, thermal-hydraulics analysis of AP1000 reactor on steady state condition must be carried out to determine the effect of installing the spacer grids in the fuel assemblies. The methodology were making the calculation such as core pressure drops, mass flux and heat transfer coefficient for fuel assemblies without spacer grids and with variation number of spacer grids. The hottest subchannel analysis was focused on the comparative of thermal-hydraulicsof AP1000 reactor on the steady state condition between the hottest subchannel without spacer grids and the hottest subchannel with 8/2 grid nozzle using COBRA-EN code. Compared to the hottest subchannel without spacer grids, the installing 8/2 grid-nozzles on subchannels affected the core pressure drops increased 3.74 times from 73.99 kPa to 276.88 kPa, the coolant mass flux decreased and the heat transfer coefficient fluctuated in the grid spacer region, having an affect on heat transfer process by collant would be more effective. The greater pressure drop would have an affect on increasing the critical heat flux (CHF). Because of the reactor power didn’t change, the heat flux didn’t prone to change, except near the grid spacer region, so the DNBR would increased, its mean that the safety margin would be better. The calculation for the hottest subchannel with 8/2 grid-nozzles compared to the design gave results the core pressure drop was 276.88 kPa (deviation of 0.68%), the coolant outlet temperature was 325.54oC (deviation of 0.21%), the maximum heat flux was 1635.16 kW/m2 (deviation of 0,03%) and the MDNBR was 2.48 (14.06% greater than the W-3 correlation limit). Installing 8/2 grid-nozzles would gave higher safety margin. Keywords: The influence of nozzle and spacer grid, thermal-hydraulic analysis, AP1000, COBRA-EN.

EFFECT OF DUKEM INHIBITOR ON AISI 1010 IN THE SECONDARY COOLING SYSTEM OF RSG GAS Rahayu Kusumastuti; Sumaryo Sumaryo; Sriyono Sriyono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The secondary coolant of RSG GAS is an open system whose components are easy to interact with oxygen from surrounding environment to initiate corrosion. Corrosion controls are usually done by adding inhibitors. Dukem inhibitors are one alternative substitute inhibitor that may be used in the secondary cooling system of RSG GAS. The purpose of this study is to find out the optimum dukem concentration that needs to be added to RSG GAS secondary cooling system and to understand the interaction phenomenon between dukem inhibitors and AISI 1010 material. The analysis of orthophospat content as an active compound in dukem inhibitors is done by FTIR and UV-vis spectrophotometer. The phenomenon of interaction between inhibitors and material is studied by FTIR, SEM and XRD. Corrosion test with potentiostat is performed to assess the optimal concentration of dukem inhibitor which should be added. From the results of FTIR analysis, it is known that the active compounds in dukem inhibitors are ortho-phosphate. The analysis using UV-vis spectrophotometer showed that orthophospat concentration is 4.2 ppm. The SEM analysis demonstrated the presence of an inhibitor layer, which is capable of masking the surface porosity. The AISI 1010 material has better corrosion resistance when inhibitor was injected to the coolant of 150 ppm. The corrosion rate decreased by by 45.20% from 10.95 mpy to 6.02 mpy. The type of dukem inhibitor is mixed type inhibitor. Visually, corrosion product was not formed in the AISI 1010 surface during immersed in the inhibitor solution but it is clearly adhered on surface when immersed in solution added by inhibitors. It can be concluded that dukem inhibitors can be used as inhibitors in RSG GAS secondary cooling systems.Keywords: dukem, inhibitor, corrosion, secondary cooling system, RSG GAS. PENGARUH INHIBITOR DUKEM terhadap proses korosi pada SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG GAS. Sistem pendingin sekunder RSG GAS merupakan sistem pendingin resirkulasi terbuka. Komponen pendingin ini mudah berinteraksi dengan udara luar yang mengandung banyak oksigen sehingga dapat mempercepat proses korosi. Salah satu cara pengendalian korosi adalah dengan penambahan inhibitor. Inhibitor dukem merupakan salah satu alternatif inhibitor pengganti yang dapat di gunakan pada sistem pendingin sekunder. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui konsentrasi penambahan dukem yang optimal ke pendingin sekunder RSG GAS dan untuk mengetahui fenomena interaksi inhibitor dukem terhadap material AISI 1010. Analisis kandungan ortophospat sebagai senyawa aktif pada inhibitor dukem dilakukan dengan FTIR dan spektrofotometer uv-vis. Fenomena interaksi antara inhibitor dengan material di lakukan dengan analisis FTIR, SEM dan XRD. Uji korosi dengan potensiostat akan memberikan informasi konsentrasi optimium inhibitor dukem dan tipe inhibitor yang sebaiknya di gunakan. Dari hasil analisis FTIR diketahui bahwa kandungan senyawa aktif pada inhibitor dukem adalah senyawa orto-phospat. Analisis menggunakan spektrofotometer uv-vis memperoleh kadar ortophospat sebesar 4,2 ppm. Analisis SEM menunjukkan adanya lapisan inhibitor yang mampu menutupi porositas (spheroid) pada permukaan AISI 1010. Analisis XRD menunjukkan adanya komposisi produk korosi oksida FeO(OH) pada permukaan AISI 1010 jika tidak ditambahan inhibitor. Material AISI 1010 mempunyai ketahanan terhadap korosi yang lebih baik ketika inhibitor ditambahkan ke dalam pendingin sebesar 150 ppm. Hal ini terlihat dari penurunan kecepatan laju korosi sebesar 45,20% dari 10,95 mpy menjadi 6,02 mpy. Analisis tafel menunjukkan inhibitor dukem merupakan jenis inhibitor campuran. Secara visual, produk korosi tidak terbentuk pada permukaan AISI 1010 ketika direndam dalam larutan inhibitor sedangkan produk korosi terlihat jelas pada specimen tanpa inhibitor. Dari penelitian ini dapat ditarik kesimpulan bahwa inhibitor dukem dapat digunakan sebagai inhibitor pada sistem pendingin sekunder RSG GAS. Kata Kunci : dukem, inhibitor, korosi, pendingin sekunder, RSG GAS

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU Muh. Darwis Isnaini
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 (313.33 KB)

Telah dilakukan suatu pemetaan distribusi suhu dan DNBR minimum pada perangkat bahan bakar AP1000-EU. Untuk meningkatkan kemampuan SDM dalam memahami desain PLTN, diperlukan karakteristik desain yang lengkap. Dengan latar belakang bahwa, untuk mendapatkan karakteristik termohidrolika yang lengkap, maka tujuan penelitian ini melakukan pemetaan distribusi distribusi suhu meat bahan bakar, kelongsong, pendingin dan DNBR minimum serta fluks panas dari 1/8 perangkat bahan bakar AP1000-EU pada kondisi BOC daya penuh, xenon setimbang dan batang kendali terangkat dari teras. Dipilihnya objek desain AP1000-EU ini karena dokumen kontrol desain AP1000 buatan Westinghouse Amerika Serikat ini sedang dalam proses sertifikasi oleh badan regulasi Inggris (negara Eropa). Desain AP1000-EU mempunyai daya termal reaktor yang sama 3400 MWt, jumlah perangkat bahan bakar sama 157 buah, tekanan operasi 15,1 MPa. Perangkat bahan bakar AP1000-EU terdiri atas 264 rod bahan bakar dengan ukuran diameter sebesar 0,95 cm dengan panjang 426,72 cm. Perhitungan dilakukan dengan code COBRA-EN pada 1/8 perangkat bahan bakar posisi G-9 dengan faktor daya bervariasi dari 1,124 sampai 1,396, dan hasilnya dibuat peta distribusi. Dari hasil pemetaan menunjukkan bahwa suhu maksimum tengah meat sebesar 1032,95 oC jauh lebih rendah dibanding batas maksimum desain, dan DNBR minimum 4,395 jauh lebih besar dibanding batas minimum desain. Hasil pemetaan distribusi suhu, DNBR dan fluks panas pada kondisi operasi normal, daya penuh pada awal siklus, cukup untuk menjawab peta distribusi di akhir siklus bahan bakar.Kata kunci : Pemetaan, distribusi suhu, DNBR, AP1000-EU. The mapping of DNBR and temperature distribution for EU-AP1000’s fuel assembly was carried out. The development of the human resources capability to understand the NPP design, requires comprehensive characteristic design. The background of this research, is that in order to find the comprehensive NPP characteristic design, to carry out the thermalhydraulics distribution mapping during NPP operation, involving the coolant, cladding and meat temperatures, DNBR and heat flux distribution for one eighth EU-AP1000 fuel assembly on the condition of near beginning of life, hot full power, equilibrium xenon and unrodded core. The EU-AP1000 was chosen as a research object, because of the AP1000 originally was designed by Westinghouse US, however the design control document (DCD) is on approval process by UK regulatory (representative European countries). The design of EU-AP1000 has thermal power of 3400 MWt, the number of fuel assemblies of 157, operation pressure 15.1 MPa. Each EU-AP1000 fuel assembly consists of 264 fuel rods which has 0.95 cm rod diameter and 426.72 cm rod length. The calculation was done using COBRA-EN code for 1/8 of fuel assembly of G-9 position, which has variation rodwise power factor of 1.124 to 1.396, and then from the output was made be a map. The mapping result shows that the maximum meat temperature of 1032.95 oC was much lower than the maximum limit design, and the safety margin of minimum DNBR of 4.395 was much higher than the minimum limit design. The heat flux, DNBR and temperature distribution mapping result on normal operation, hot full power and near beginning of life condition were sufficient to response to the distribution mapping ones on the end of life of fuel assembly. Keywords: Mapping, DNBR, temperature distribution, EU-AP1000.

VALIDATION OF FULL CORE GEOMETRY MODEL OF THE NODAL3 CODE IN THE PWR TRANSIENT BENCHMARK PROBLEMS Tagor Malem Sembiring; Surian Pinem; Peng Hong Liem
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT VALIDATION OF FULL CORE GEOMETRY MODEL OF THE NODAL3 CODE IN THE PWR TRANSIENT BENCHMARK PROBLEMS. The coupled neutronic and thermal-hydraulic (T/H) code, NODAL3 code, has been validated in some PWR static benchmark and the NEACRP PWR transient benchmark cases. However, the NODAL3 code have not yet validated in the transient benchmark cases of a control rod assembly (CR) ejection at peripheral core using a full core geometry model, the C1 and C2 cases. By this research work, the accuracy of the NODAL3 code for one CR ejection or the unsymmetrical group of CRs ejection case can be validated. The calculations by the NODAL3 code have been carried out by the adiabatic method (AM) and the improved quasistatic method (IQS). All calculated transient parameters by the NODAL3 code were compared with the reference results by the PANTHER code. The maximum relative difference of 16% occurs in the calculated time of power maximum parameter by using the IQS method, while the relative difference of the AM method is 4% for C2 case. All calculation results by the NODAL3 code shows there is no systematic difference, it means the neutronic and T/H modules are adopted in the code are considered correct. Therefore, all calculation results by using the NODAL3 code are very good agreement with the reference results. Keywords: nodal method, coupled neutronic and thermal-hydraulic code, PWR, transient case, control rod ejection. ABSTRAK VALIDASI MODEL GEOMETRI TERAS PENUH PAKET PROGRAM NODAL3 DALAM PROBLEM BENCHMARK GAYUT WAKTU PWR. Paket program kopel neutronik dan termohidraulika (T/H), NODAL3, telah divalidasi dengan beberapa kasus benchmark statis PWR dan kasus benchmark gayut waktu PWR NEACRP. Akan tetapi, paket program NODAL3 belum divalidasi dalam kasus benchmark gayut waktu akibat penarikan sebuah perangkat batang kendali (CR) di tepi teras menggunakan model geometri teras penuh, yaitu kasus C1 dan C2. Dengan penelitian ini, akurasi paket program NODAL3 untuk kasus penarikan sebuah CR atau sekelompok CR yang tidak-simetris dapat divalidasi. Perhitungan paket program NODAL3 dilakukan dengan metode adiabatic (AM) dan improved quasistatic (IQS). Seluruh parameter gayut waktu hasil perhitungan paket program NODAL3 dibandingkan dengan hasil acuan dengan paket program PANTHER. Perbedaan relatif maksimum sebesar 16% terjadi dalam perhitungan parameter waktu daya maksimum dengan metode IQS pada kasus C2, sedangkan perbedaan relatif dengan metode AM adalah 4%. Seluruh hasil perhitungan dengan paket program NODAL3 menunjukkan tidak adanya perbedaan yang sistematis, berarti modul neutronik dan T/H yang diadopsi di NODAL3 sudah benar. Oleh karena itu, seluruh perhitungan dengan paket program NODAL3 sangat sesuai dengan hasil acuan. Kata kunci: metode nodal, paket program kopel neutonik dan termo-hidrolika, kasus gayut-waktu, tertariknya batang kendali.

ANALYSIS ON FLOW PRESSURE IN THE PNEUMATIC BRAKING SYSTEM OF FHS-RDE USING FLUENT 6.3 SOFTWARE Sukmanto Dibyo; Ign. Djoko Irianto; V. I. Sri Wardani; Marliyadi Pancoko
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 22, No 2 (2020): June 2020
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

The High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) is considered as one of the nuclear reactors of generation-IV type in the future. The fuel handling system is one of the important processes in HTGR as well as in the design of Reaktor Daya Eksperimental (RDE). In the Fuel Handling System (FHS), the fuel pebble is transferred pneumatically along the pipe using carrier gas into the core of the reactor. Therefore, the pneumatic is an important system in operation stability of FHS. During the developing process of FHS-RDE, a branch pipe as a braking pipe system is provided on top of the pneumatic system to reduce the speed of the fuel discharged from the pneumatic pipe. The pneumatic pipe has an inner diameter of 65 mm and 20 m in length, whereas a branch pipe diameter for the braking system is 30 mm. The pneumatic system pressure is greater than the reactor cooling system pressure of 3.0 MPa. This work was performed to investigate the pressure drop and flow pattern of the braking system of FHS by various carrier gas inlet pressure. The analysis was carried out by Fluent 6.3 Software. Based on the design parameter of FHS used in the analysis, the results show that the performance of the braking system is not significant to reduce the pressure in the top region of the pneumatic pipe. To obtaining a significant reduction in pressure, and evaluation on the design of the branch pipe as well as the radius of curvature of the bend at the top pipe is suggested.Keywords: Pneumatic pipe, pressure, braking system, fuel handling of RDE, carrier gas

Page 16 of 23 | Total Record : 225

14 15 16 17 18

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