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

4 5 6 7 8

ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000 Sukmanto Dibyo
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 (407.44 KB)

Pembangkit uap merupakan penukar panas, yang bagian atasnya adalah steam drum yang memuat separator uap. Separator ini memisahkan kandungan air yang terbawa oleh uap dari sisi shell. Uap kering yang dihasilkan dari separator digunakan untuk memutar turbin. Tujuan penelitian ini adalah menganalisis karakteristik pemisahan uap kering pada separator pembangkit uap AP1000, berdasarkan parameter fraksi void dalam kondisi aliran dua fasa dengan menggunakan RELAP5/SCDAP.Mod3.4. Data awal mencakup data dimensi dan parameter temperatur, tekanan, laju alir massa (943,0 kg/s), fraksi void, entalpi cair dan uap saturasi. Untuk memperoleh karakteristik separator maka analisis ini difokuskan pada sistem separator secara terpisah pada kondisi tunak. Nodalisasi untuk RELAP5/SCDAP.Mod3.4, terdiri dari model separator (default), volume, junction dan time-dependent junction dengan time-dependent volume sebagai kondisi batas. Kondisi uap kering terlihat pada parameter fraksi void yang keluar dari separator. Hasil menunjukkan bahwa semakin tinggi temperatur uap dari sisi shell pembangkit uap maka cenderung semakin tinggi uap kering yang dihasilkan. Pemisahan uap kering yang keluar dari separator ditunjukkan pada parameter fraksi void sebesar sekitar 0,99.Kata kunci: separator uap, pembangkit uap, RELAP5/SCDAP.Mod3.4, fraksi void A steam generator is heat exchanger in which the top side is steam drum containing steam separator. The separator is used to separate the water content carried by the steam come from The shell side. Dry vapor produced from the separator is used to turn turbines. this paper analyzes the dry Steam separation characteristic In The separator of AP1000 steam generator based on the parameters of void fraction in two phase flow using RELAP5/SCDAP.Mod3.4. The initial data include data dimensions and operating data (temperature, pressure, flow rate (943.0 KG/S), void fraction, enthalpy of water and saturation vapor. To obtain the characteristics of separator SO analysis is focused on the separator system separately at steady state. The RELAP5/SCDAP.Mod3.4 nodalization is consists of separator model default, volume, junction, time-dependent junction and time-dependent volume as a boundary condition. Dry vapor from the separator outlet can be shown based on void fraction parameters. The Result shows that higher temperature steam from the steam generator shell side is likely the higher the dry vapor produced. The separation of dry steam coming out from the separator IS shown as a void fraction parameter of about 0.99. Keywords: steam separator, steam generator, RELAP5/SCDAP.Mod3.4, void fraction

REQUIREMENT ANALYSIS OF COMPUTER-BASED INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEM FOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Restu Maerani; Tulis Jojok Suryono; Muhammad Subekti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 1 (2019): February 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Developing and licensing of digital Instrumentation and control (I&C) system for nuclear power plant (NPP) are challenging especially for the new construction since digital technology are composite with a very high complexity of many integrated systems. National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN), who design Reaktor Daya Eksperimental (RDE), should prepare the documents to meet the licensing requirements of national regulator in this case Nuclear Energy Regulatory Agency of Indonesia (BAPETEN). BAPETEN’s chairman regulation No.6 year of 2012 is the first national requirement which state requirements related to design of computer-based system concerning on safety of power reactor that should be followed. Since BAPETEN only denotes requirements without state which code and standards to be used, therefore BATAN can add references from International Nuclear Energy Agency (IAEA) guidelines. In this paper, requirement document traceability is developed to determine which code and standards should be used to verify and validate the I&C computer-based system of RDE. The hierarchy of regulatory and utility requirements are developed to guide the design basis documentation. Developing requirements analysis of computer-based I&C system RDE are completed after determining the design requirements from the utility and regulatory requirements. This methodology will help the design engineers to follow the utility requirements by concerning to the production, and follow the regulatory requirements concerning the safety aspect.Keywords: Computer-based system, I&C System, Requirements analysis, Licensing, RDE

CORE DESIGNS OF ABWR FOR PROPOSED OF THE FIRST NUCLEAR POWER PLANT IN INDONESIA Yohannes Sardjono; Masanori Aritomi; Larry E. Fennern
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 (255.238 KB)

Indonesia as an archipelago has been experiencing high growth industry and energy demand due to high population growth, dynamic economic activities. The total population is around 230 million people and 75 % to the total population is living in Java. The introduction of Nuclear Power Plant on Java Bali electricity grid will be possible in 2022 for 2 GWe, using proven technology reactor like ABWR or others light water reactor with nominal power 1000 MWe. In this case, the rated thermal power for the equilibrium cycles is 3926 MWt, the cycle length is 18 month and overall capacity factor is 87 %. The designs were performed for an 872-fuel bundles ABWR core using GE-11 fuel type in an 9×9 fuel rod arrays with 2 Large Central Water Rods (LCWR). The calculations were divided into two steps; the first is to generate bundle library and the other is to make the thermal and reactivity limits satisfied for the core designs. Toshiba General Electric Bundle lattice Analysis (TGBLA) and PANACEA computer codes were used as designs tools. TGBLA is a General Electric proprietary computer code which is used to generate bundle lattice library for fuel designs. PANACEA is General Electric proprietary computer code which is used as thermal hydraulic and neutronic coupled BWR core simulator. This result of core designs describes reactivity and thermal margins i.e.; Maximum Linear Heat Generation rate (MLHGR) is lower than 14.4 kW/ft, Minimum Critical Power Ratio (MCPR) is upper than 1.25, Hot Excess Reactivity (HOTXS) is upper than 1 %Dk at BOC and 0.8 %Dk at 200 MWD/ST and Cold Shutdown Margin Reactivity (CSDM) is upper than 1 %Dk. It is concluded that the equilibrium core design using GE-11 fuel bundle type satisfies the core design objectives for the proposed of the firs Indonesia ABWR Nuclear Power Plant.Keywords: The first NPP in Indonesia, ABWR-1000 MWe, and core designs. Indonesia adalah sebagai negara kepulauan yang laju pertumbuhan industri, energi, penduduk dan ekonominya cukup tinggi. Pada saat ini, jumlah penduduk Indonesia ada sekitar 230 juta dan 75 % dari jumlah penduduk tersebut tinggal di Pulau Jawa. Pada tahun 2022, dimungkinkan sistem jaringan Jawa-Bali dapat menerima beban 2 unit PLTN yang teknologinya sudah teruji seperti PLTN ABWR atau PLTN air ringan lainnya yang kapasitasnya masing-masing 1 GW. Untuk itu diambilah contoh perhitungan untuk PLTN ABWR pada siklus keseimbangan dengan daya termal 3926 MWt dan lama operasi 18 bulan dan kapasitas faktornya minimum 87 %. Desain ini telah dicapai dengan jumlah bahan bakar teras 872 bundel bahan bakar tipe GE-11 yang susunannya 9×9 batang bahan bakar yang ditengahnya ditempatkan 2 bahan bakar besar tiruan yang berisi air. Ada 2 langkah perhitungan; pertama adalah menggenerasikan pustaka data bundel bahan bakar dan selanjutnya digunakan untuk analisis termal dan reaktivitas dalam teras. Desain teras menggunakan kode komputer Toshiba General Electric Bundle Lattice Analysis (TGBLA) dan PANACEA. TGBLA adalah sebuah kode komputer yang dimiliki oleh General Electric Nuclear Energy untuk menggenerasikan pustaka data dalam sistem satuan cell dalam setiap batang bahan bakar dalam setiap bundle. PANACEA adalah kode komputer milik General Electric yang digunakan untuk analisis thermal hydraulic dan netronik yang digabung dalam simulator PLTN BWR. Hasil desain teras menguraikan tentang karakteristik termal dan reaktivitas teras seperti; laju maksimum pembangkitan panas linier (MLHGR) adalah lebih rendah dari 14,4 kW/ft, rasio daya kritis minimum (MCPR) adalah diatas dari 1,25, Reaktivitas Panas Lebih (HOTXS) adalah lebih besar dari 1 %Dk pada BOC dan 0,8 %Dk pada 200 MWD/ST dan reaktivitas shutdown margin dingin (CSDM) adalah lebih besar dari 1 %Dk. Untuk itu dapat disimpulkan bahwa desain teras PLTN ABWR pertama untuk diusulkan dibangun pertama di Indonesia dengan menggunakan bundle bahan bakar tipe GE-11 adalah telah memenuhi persyaratan dan tujuan desain. Kata kunci: PLTN pertama di Indonesia, ABWR-1000 MWe, dan desain teras.

THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SMR WITH NATURALLY CIRCULATING PRIMARY SYSTEM DURING LOSS OF FEED WATER ACCIDENT Susyadi Susyadi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT Small Modular Reactors (SMRs) have several advantages over conventional large reactors. With integral and simplified design, application of natural laws for safety system, and lower capital cost this reactor is very suitable to be deployed in Indonesia. One of SMR designs being developed implements natural driving force for its primary cooling system. With such innovative approach, it is important to understand safety implication of the design for all operating circumstances. One of conditions need to be investigated is the loss of feed-water (LoFW) accident. In this study, thermal-hydraulic performance of the SMR with naturally circulating primary system during LoFW accident is analysed. The purpose is to investigate the characteristics of flow in primary system during the accident and to clarify whether the naturally circulating coolant is adequately capable to transfer the heat from core in order to maintain safe condition under considered scenario. The method used is by representing the reactor system into RELAP5 code generic models and performing numerical simulation. Calculation result shows that following the initiating event and reactor trip, primary system flow becomes significantly fluctuated and coolant temperature decreases gradually, while in secondary side steam quality descends into saturated. The primary flow slows down from ~711 kg/s to ~263 kg/s and starts to increase up again at t= ~46 seconds. At the slowest point, fuel centerline and coolant temperatures were ~565 K and ~554 K, showing that temperatures of the fuel and coolant are still below its design limit and saturation point, respectively. This fact reveals that throughout transient the two main thermal hydraulic parameters stay in acceptable values so it could be concluded that under LoFW accident the SMR with naturally circulating primary system is in safe condition. Keywords: SMR, loss of feed water, natural circulation, reactor safety, RELAP5 ABSTRAK Reaktor daya kecil modular (SMR) memiliki beberapa keunggulan dibanding reaktor daya besar konvensional. Dengan disain yang lebih sederhana dan terintegrasi, penerapan hukum alamiah untuk sistem keselamatannya dan biaya modal yang rendah, reaktor ini sangat cocok untuk dibangun di Indonesia. Salah satunya disain SMR yang sedang dikembangkan menerapkan gaya penggerak alami untuk sistim pendingin primernya. Dengan disain seperti itu, adalah sangat penting untuk memahami implikasinya terhadap aspek keselamatan pada seluruh kondisi operasi. Salah satu yang perlu diinvestigasi adalah kecelakaan kehilangan air umpan (LoFW). Pada studi ini, dilakukan analisis kinerja thermal hidrolik SMR yang menggunakan sistim pendinginan primer sirkulasi alam saat kecelakaan LoFW. Tujuannya adalah untuk menginvestigasi karakteristik aliran sistem primer saat kecelakaan LoFW dan untuk memastikan apakah aliran sirkulasi alam cukup untuk memindahkan panas dari teras guna menjaga kondisi tetap aman selama kecelakaan tersebut. Metoda yang digunakan adalah dengan merepresentasikan sistem reaktor ke dalam model-model generik program RELAP5 dan melakukan simulasi numerik. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa setelah kejadian pemicu dan trip reaktor, pada sisi primer laju alirnya berfluktuasi secara signifikan dan temperatur pendinginnya menurun secara bertahap sedangkan pada sisi sekunder kondisi uap berubah menjadi uap jenuh. Laju alir turun dari ~711 kg/detik menjadi ~263 kg/detik sebelum kembali naik lagi pada t=~46 detik. Saat laju alir di titik terendah, temperatur pusat bahan bakar dan fluida pendingin adalah sekitar ~565 K dan ~554 K, yang menujukkan bahwa temperatur bahan bakar masih jauh di bawah batas disain dan temperatur fluidanya juga berada di bawah titik saturasi. Keadaan ini menunjukkan bahwa saat transien kedua parameter utama termohidrolik reaktor tetap dalam kondisi yang dapat diterima sehingga dapat disimpulkan bahwa saat kecelakaan kehilangan air umpan, SMR dengan sistim primer sirkulasi alam tetap dalam kondisi aman. Kata kunci: SMR, kehilangan air umpan, sirkulasi alamiah, keselamatan reaktor, RELAP5

A CONCEPTUAL DESIGN OF NEUTRON COLLIMATOR IN THE THERMAL COLUMN OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR IN VITRO AND IN VIVO TEST OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Nina Fauziah; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
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 (447.309 KB)

Studies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beam for IN VITRO and IN VIVO of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini research reactor by means of Monte Carlo N-Particle (MCNP) codes. Reactor within 100 kW of thermal power was used as the neutron source. The design criteria were based on recommendation from the International Atomic Energy Agency (IAEA). All materials used were varied in size, according to the value of mean free path for each material. MCNP simulations indicated that by using 5 cm thick of Ni as collimator wall, 60 cm thick of Al as moderator, 15 cm thick of 60Ni as filter, 2 cm thick of Bi as γ-ray shielding, 3 cm thick of 6Li2CO3-polyethylene as beam delimiter, with 1 to 5 cm varied aperture size, epithermal neutron beam with maximum flux of 7.65 x 108 n.cm-2.s-1 could be produced. The beam has minimum fast neutron and γ-ray components of, respectively, 1.76 x 10-13 Gy.cm2.n-1 and 1.32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.008, and maximum directionality of 0.73. It did not fully pass the IAEA’s criteria, since the epithermal neutron flux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm-2.s-1. Nonetheless, it was still usable with epithermal neutron flux exceeding 5.0 x 108 n.cm-2.s-1. When it was assumed that the graphite inside the thermal column was not discharged but only the part which was going to be replaced by the collimator, the performance of the collimator became better within the positive effect from the surrounding graphite that the beam resulted passed all criteria with epithermal neutron flux up to 1.68 x 109 n.cm-2.s-1.Keywords: design, collimator, epithermal neutron beam, BNCT, MCNP, criteria Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan radiasi netron epitermal untuk uji in vitro dan in vivo pada Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan program Monte Carlo N-Particle (MCNP). Reaktor pada daya sebesar 100 kW digunakan sebagai sumber neutron. Kriteria desain berdasar pada rekomendasi dari IAEA. Setiap material divariasikan ukurannya berdasarkan mean free path radiasi di dalam material tersebut. Simulasi MCNP menunjukkan bahwa dengan menggunakan 5 cm Ni sebagai dinding kolimator, 60 cm Al sebagai moderator, 15 cm 60 Ni sebagai filter, 2 cm Bi sebagai perisai sinar-γ, 3 cm 6Li2CO3-polietilen sebagai penahan radiasi neutron, pada variasi bukaan sebesar 1 sampai 5 cm, dihasilkan fluks neutron epitermalmaksimum sebesar 7,65 x 108 n.cm-2.s-1. Radiasi neutron epitermal tersebut memiliki komponen neutron cepat sebesar 1,76 x 10-13 Gy.cm2.n-1, komponen sinar-γ sebesar1,32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio neutron termal per netron epitermal sebesar 0,008, dan direksionalitas maksimum sebesar 0,73. Hasil ini masih tidak memenuhi seluruh kriteria IAEA, karena fluks netron epitermal kurang dari 1,0 x 109 n.cm-2.s-1. Meski demikian, radiasi netron epitermal tersebut masih dapat digunakan karena fluksnya melebihi 5,0 x 108 n.cm-2.s-1. Pada saat diasumsikan bahwa bagian kolom termal yang tersisa di luar daerah kolimator tetap berisi grafit seperti semula, hasil keluaran kolimator menjadi lebih baik dengan fluks neutron maksimum mencapai 1,68 x 109 n.cm-2.s-1. Kata kunci : desain, kolimator, radiasi neutron epitermal, BNCT, MCNP, kriteria

SIMULATION OF FEED WATER TEMPERATURE DECREASE ACCIDENT IN NUSCALE REACTOR Susyadi Susyadi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Study on thermal hydraulic behavior of the NuScale reactor during secondary system malfunction that causes a feed water temperature decrease has been conducted using RELAP5 code. This study is necessary to investigate the performance of safety system and design in dealing with an accident. The method used involves simulation of reactor transient through numerical modeling and calculation in RELAP5 code covering primary and secondary system, including the decay heat removal system (DHRS). The investigation focuses on the flow and heat transfer characteristics that occurs during the transient. The calculation result shows that at the beginning, core power increases up to trip set point of 200 MW which is driven by positive feedback reactivity of coolant overcooling and automatic control rod bank adjustment. Meanwhile, the core exit coolant temperature increases up to 600 K. and primary system circulation flow rate speeds up to 556 kg/s. After that, the reactor trips and power drops sharply, followed by opening of DHRS valves and closing of steam line and feed water isolation valves. The simulation shows that, the DHRS are capable to transfer decay heat to the reactor pool and as a result the primary system temperature and pressure decreases. The reactor could stay in safe shutdown state afterward.Keywords: NuScale, RELAP5, feed water, decay heat, simulation SIMULASI KECELAKAAN PENURUNAN TEMPERATUR AIR UMPAN DI REACTOR NUSCALE. Studi tentang perilaku termalhidraulik reaktor NuScale saat terjadi kerusakan sistem sekunder yang menyebabkan penurunan suhu air umpan telah dilakukan dengan menggunakan kode RELAP5. Penelitian ini penting untuk menyelidiki kinerja disain dan sistem keselamatan reaktor dalam menghadapi kecelakaan. Metoda yang digunakan melibatkan simulasi transien reaktor melalui pemodelan dan kalkulasi numerik dengan RELAP5 yang meliputi sistem primer dan sekunder serta sistem pembuangan panas peluruhan (DHRS). Investigasi berfokus pada aliran dan karakteristik perpindahan panas yang terjadi selama transien. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pada awalnya, terjadi peningkatan daya teras hingga mencapai titik seting pemadaman (trip) 200 MW, sebagai akibat dari umpan balik reaktivitas positif dari pendinginan fluida sistem primar dan respon otomatis penaikan batang kendali. Sementara itu, suhu keluaran teras meningkat menjadi 600 K serta laju aliran sirkulasi sistem primer meningkat menjadi 556 kg/s. Setelah itu, reaktor padam dimana daya menurun tajam dan diikuti pembukaan katup DHRS dan penutupan katup pada jalur uap dan air umpan. Simulasi ini menunjukkan bahwa, DHRS mampu membuang panas ke kolam reaktor, dimana suhu serta tekanan sistem primer menurun. Reaktor tetap dalam keadaan shutdown aman sesudahnya.Kata kunci: NuScale, RELAP5, air umpan, panas peluruhan, simulasi

ANALISIS AKTIVITAS SUMBER RADIASI DAN INTENSITAS SINAR GAMMA DI TERAS REAKTOR PWR 1000 MWe Ardani Ardani
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 (390.764 KB)

Salah satu PLTN kelas 1000 MWe adalah AP1000, reaktor dengan daya operasi penuh 3400 MWt. Sinar gamma dalam teras reaktor berasal dari tiga jenis sumber: 1) sinar gamma hasil reaksi penangkapan radiatif, 2) sinar gamma hasil reaksi pembelahan spontan dan 3) sinar gamma peluruhan radionuklida hasil pembelahan dan peluruhan radionuklida hasil aktivasi material dalam teras. Komposisi nuklida dalam teras merupakan parameter untuk menentukan laju reaksi penangkapan radiatif. Paket program ORIGEN-2 digunakan untuk menghitung aktivitas radionuklida dalam teras reaktor dan intensitas sinar gamma peluruhannya. Dengan asumsi reaktor dioperasikan pada daya penuh selama 540 hari tanpa gangguan, sebagian besar aktivitas radionuklida hasil pembelahan cenderung stabil, sedangkan aktivitas radionuklida hasil aktivasi material dan aktivitas aktinida cenderung meningkat seiring dengan waktu operasi. Aktivitas terbesar adalah aktivitas radionuklida hasil pembelahan yang totalnya mencapai 6,8×109 curie pada akhir operasi, diikuti aktivitas aktinida 1,06×109 curie, kemudian aktivitas radionuklida hasil aktivasi 5,98×106 curie. Energi sinar gamma terentang antara 0 - 11 MeV, dikelompokkan dalam 7 kelas energi. Sumber sinar gamma penangkapan radiatif memberikan kontribusi intensitas yang paling tinggi diikuti oleh intensitas sinar gamma hasil pembelahan spontan kemudian intensitas sinar gamma hasil peluruhan. Secara umum sinar gamma kelas energi rendah mempunyai intensitas yang lebih besar dibanding intensitas sinar gamma kelas energi tinggi.Kata kunci : PLTN AP1000, aktivitas radionuklida, curie, intensitas sinar gamma, foton One of the 1000 MWe class nuclear power plant is the AP1000, full operating power reactors by 3400 MWt. Gamma rays in the reactor core derived from three types of sources :1) gamma ray results of radiative capture reactions,2) gamma rays result of spontaneous fission reaction and 3) gamma ray decay of radionuclides and the decay of the fission radionuclides results from material activation in the core. Nuclides composition in the core is a parameter to determine the radiative capture reaction rate, calculated using the Origen-2 program package. The code was also used to calculate the activity of radionuclides in the reactor core and gamma ray intensity decay. with the assumption that the reactor operated at full power for 540 days without trouble, most of the activity of radionuclide fission results tend to be stable, whereas the activity of radionuclide activity and the activity of actinide material tends to increase with time of operation. The highest activity is the radionuclide activity of the fission product which totals 6.8×109 curies at the end of reactor operation, followed by the activity of actinide 1.06×109 curis, then the result of activation of radionuclide activity5.98×106 curis. Gamma ray energy ranges between 0-11 MeV, grouped in 7 classes of energy. Radiative capture gamma ray sources contributing the highest intensity followed by the intensity of gamma rays result of spontaneous fission, then the intensity of the decay gamma rays. In general, low-energy gamma rays classes have a greater intensity than the intensity of high energy gamma rays. Keywords : AP1000 nuclear power plant, activity of radionuclides, curie, intensity of gamma rays, photon.

OPTIMASI LAJU ALIR MASSA DALAM PURIFIKASI PENDINGIN RGTT200K UNTUK PROSES KONVERSI KARBONMONOKSIDA Sumijanto Sumijanto; Sriyono Sriyono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRAK OPTIMASI LAJU ALIR MASSA DALAM PURIFIKASI PENDINGIN RGTT200K UNTUK PROSES KONVERSI KARBONMONOKSIDA. Karbonmonoksida adalah spesi yang sulit dipisahkan dari helium pendingin reaktor karena mempunyai ukuran molekul relatif kecil sehingga diperlukan proses konversi menjadi karbondioksida. Laju konversi karbonmonoksida dalam sistem purifikasi dipengaruhi oleh beberapa parameter diantaranya konsentrasi, temperatur dan laju alir massa. Dalam penelitian ini dilakukan optimasi laju alir massa dalam purifikasi pendingin RGTT200K untuk proses konversi karbonmonoksida. Optimasi dilakukan melalui simulasi proses konversi karbonmonoksida menggunakan perangkat lunak Super Pro Designer. Laju pengurangan spesi reaktan, laju pertumbuhan spesi antara dan spesi produk dalam kesetimbangan reaksi konversi dianalisis untuk memperoleh optimasi laju alir massa purifikasi terhadap proses konversi karbonmonoksida. Tujuan penelitian ini adalah menyediakan data laju alir massa purifikasi untuk pembuatan dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada laju alir massa 0,6 kg/detik proses konversi belum optimal, pada laju alir massa 1,2 kg/detik mencapai optimal dan pada laju alir 3,6 kg/detik s/d 12,0 kg/detik tidak efektif. Untuk memdukung dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K maka laju alir massa purifikasi untuk proses konversi karbonmonoksida digunakan laju alir massa 1,2 kg/detik. Kata kunci: Karbonmonoksida, konversi, purifikasi, laju alir massa, RGTT200K. ABSTRACT OPTIMIZATION OF MASS FLOW RATE IN RGTT200K COOLANT PURIFICATION FOR CARBONMONOXIDE CONVERSION PROCESS. Carbonmonoxide is a species that is difficult to be separated from the reactor coolant helium because it has a relatively small molecular size. So it needs a process of conversion from carbonmonoxide to carbondioxide. The rate of conversion of carbonmonoxide in the purification system is influenced by several parameters including concentration, temperature and mass flow rate. In this research, optimization of the mass flow rate in coolant purification of RGTT200K for carbonmonoxide conversion process was done. Optimization is carried out by using software Super Pro Designer. The rate of reduction of reactant species, the growth rate between the species and the species products in the conversion reactions equilibrium were analyzed to derive the mass flow rate optimization of purification for carbonmonoxide conversion process. The purpose of this study is to find the mass flow rate of purification for the preparation of the basic design of the RGTT200K coolant helium purification system. The analysis showed that the helium mass flow rate of 0.6 kg/second resulted in an unoptimal conversion process. The optimal conversion process was reached at a mass flow rate of 1.2 kg/second. A flow rate of 3.6 kg/second – 12 kg/second resulted in an ineffective process. For supporting the basic design of the RGTT200K helium purification system, the mass flow rate for carbonmonoxide conversion process is suggested to be1.2 kg/second . Keywords: Carbonmonoxide, conversion, purification, mass flow rate, RGTT200K.

DESIGN, IMPLEMENTATION AND VERIFICATION OF SOFTWARE CODE FOR RADIATION DOSE ASSESSMENT BASED ON SIMPLE GENERIC ENVIRONMENTAL MODEL I Putu Susila; Arif Yuniarto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Radiation dose assessment to determine the potential of radiological impacts of various installations within nuclear facility complex is necessary to ensure evironmental and public safety. A simple generic model-based method for calculating radiation doses caused by the release of radioactive substances into the environment has been published by the International Atomic Energy Agency (IAEA) as the Safety Report Series No. 19 (SRS-19). In order to assist the application of the assessment method and a basis for the development of more complex assessment methods, an open-source based software code has been designed and implemented. The software comes with maps and is very easy to be used because assessment scenarios can be done through diagrams. Software verification was performed by comparing its result to SRS-19 and CROM software calculation results. Dose estimated by SRS-19 are higher compared to the result of developed software. However, these are still acceptable since dose estimation in SRS-19 is based on conservative approach. On the other hand, compared to CROM software, the same results for three scenarios and a non-significant difference of 2.25% in another scenario were obtained. These results indicate the correctness of our implementation and implies that the developed software is ready for use in real scenario. In the future, the addition of various features and development of new model need to be done to improve the capability of software that has been developed.Keywords: Radiation dose assessment, software code, radioactive discharge, environment, IAEA SRS-19. PERANCANGAN, IMPLEMENTASI DAN VERIFIKASI PERANGKAT LUNAK UNTUK KAJIAN DOSIS RADIASI BERBASIS MODEL LINGKUNGAN GENERIK SEDERHANA. Kajian dosis radiasi untuk mengetahui potensi dampak radiologi akibat pengoperasian berbagai instalasi yang ada di dalam kawasan instalasi nuklir sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan. Metode sederhana berbasis model lingkungan generik untuk menghitung dosis radiasi yang disebabkan oleh pelepasan zat radioaktif ke lingkungan telah diterbitkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) sebagai Safety Report Series No. 19 (SRS-19). Untuk lebih memudahkan penerapan metode tersebut, maupun sebagai dasar kajian serta pengembangan metode yang lebih kompleks, maka dilakukan perancangan dan implementasi perangkat lunak terkait berbasis open-source. Perangkat lunak yang dibuat telah dilengkapi dengan peta serta sangat mudah digunakan karena skenario kajian dosis radiasi dapat dibuat melalui diagram. Verifikasi melalui komparasi dengan nilai hasil perhitungan di SRS-19 serta hasil perhitungan perangkat lunak CROM. Hasil komparasi dengan SRS-19 menunjukkan adanya perbedaan pada empat skenario yang diuji. Hal ini wajar karena pada SRS-19 perhitungan dilakukan dengan pendekatan konservatif sehingga nilai dosis yang dihasilkan lebih besar jika dibandingkan dengan perangkat lunak yang dikembangkan. Selanjutnya, pada komparasi dengan perangkat lunak CROM, keduanya menunjukkan hasil yang sama pada tiga skenario serta perbedaan yang tidak siginifikan yaitu sebesar 2,25% pada satu skenario. Hasil tersebut menunjukkan bahwa implementasi perangkat lunak telah berhasil dan perangkat lunak tersebut dapat digunakan untuk kajian yang nyata. Kedepannya, penambahan berbagai fitur serta pengembangan model kajian perlu dilakukan untuk meningkatkan kemampuan perangkat lunak yang telah dibuat. Kata kunci: Kajian dosis radiasi, perangkat lunak, lepasan zat radioaktif, lingkungan, IAEA SRS-19

METODE KALIBRASI ONLINE UNTUK PEMANTAUAN KONDISI PERANGKAT INSTRUMENTASI REAKTOR NUKLIR BERBASIS ELECTRICAL SIGNATURE ANALYSIS Syaiful Bakhri
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 (1352.691 KB)

Metode electrical signature analysis dewasa ini menjadi alternatif dalam pemantauan kondisi di pembangkit daya reaktor nuklir tidak hanya bagi komponen stationer seperti sensor, untai instrumentasi dan komponen-komponennya, tetapi juga untuk perangkat dinamis seperti motor, pompa, generator dan berbagai jenis aktuator. Untuk menjamin akurasi hasilnya, kalibrasi sistim pemantauan adalah sebuah keharusan yang pada prakteknya biasanya dilakukan secara offline, sangat dibatasi dengan jadwal waktu tertentu dan prosedur keselamatan tertentu. Penelitian ini bertujuan untuk memperkenalkan teknik kalibrasi secara online pada pemantauan kondisi berbasis electrical signature analisis agar perangkat pengukuran dan instrumentasi bisa dijamin akurasinya secara kontinu yang akhirnya juga akan berimplikasi pada keselamatan reaktor secara keseluruhan. Penelitian ini dilakukan secara detil dan bertahap, mulai dari menganalisis teknik kalibrasi secara konvensional, kalibrasi online berdasarkan informasi baseline dan teknik kalibrasi berdasarkan pengaturan perbedaan gain. Teknik kalibrasi secara online berdasarkan pengaturan differential gain dibanding dengan teknik kalibrasi lainnya memberikan hasil terbaik meskipun diberi perbedaan gain yang ekstrim dan kemungkinan pengganggu eksternal seperti catu daya.Kata kunci : pemantauan kondisi, kalibrasi online, electrical signature analysis Electrical signature analysis currently becomes an alternative in condition monitoring in nuclear power plants not only for stationary components such as sensors, measurement and instrumentation channels, and other components but also for dynamic componentssuch as electric motors, pumps, generator or actuators. In order to guarantee the accuracy, the calibration of monitoring systemis anecessary which practically is performed offline, under limited schedules and certain tight procedures. This research aims to introduce online calibration technique for electrical signature condition monitoring in order that the accuracy can be maintained continuously which in turn increases the reactor safety as a whole. The research was performed step by stepin detail from the conventional technique, online calibration using baseline information and online calibration using differential gain adjustment. Online calibration based on differential gain adjustment provides better results than other techniques even tough under extreme gain insertion as well as external disturbances such as supply voltages. Key words : condition monitoring, online calibration, electrical signature analysis

Page 6 of 23 | Total Record : 225

4 5 6 7 8

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