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

6 7 8 9 10

THE STUDY OF ATMOSPHERIC DISPERSION MODEL ON ACCIDENT SCENARIO OF RESEARCH REACTOR G. A. SIWABESSY USING HOTSPOT CODES AS A NUCLEAR EMERGENCY DECISION SUPPORT SYSTEM Arif Yuniarto; Moh. Cecep Cepi Hikmat
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 21, No 1 (2019): February 2019
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor (RSG-GAS) is a research reactor with thermal power of 30 MW located in the Serpong Nuclear Area (KNS), South Tangerang, Banten, Indonesia. Nuclear emergency preparedness of RSG-GAS needs to be improved by developing a decision support system for emergency response. This system covers three important aspects: accident source terms estimation, radioactive materials dispersion model into the atmosphere and radiological impact visualization. In this paper, radioactive materials dispersion during design basis accident (DBA) is modeled using HotSpot, by utilizing site-specific meteorological data. Based on the modelling, maximum effective dose and thyroid equivalent dose of 1.030 mSv and 26 mSv for the first 7 days of exposure are reached at distance of 1 km from the release point. These values are below IAEA generic criteria related to risk reduction of stochastic effects. The results of radioactive dispersion modeling and radiation dose calculations are integrated with Google Earth Pro to visualize radiological impact caused by a nuclear accident. Digital maps of demographic and land use data are overlayed on Google Earth Pro for more accurate impact estimation to take optimal emergency responses.Keywords: G.A. Siwabessy research reactor, Nuclear emergency, Atmospheric dispersion model, Decision support system, HotSpot codes

ANALISIS SENSITIVITAS TURBULENSI ALIRAN PADA KANAL BAHAN BAKAR PWR BERBASIS CFD Endiah Puji Hastuti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (509.049 KB)

Turbulensi aliran pendingin pada proses perpindahan panas berfungsi untuk meningkatkan nilai koefisien perpindahan panas, tidak terkecuali aliran dalam kanal bahan bakar. Program CFD (CFD=computational fluid dynamics), FLUENT adalah program komputasi berbasis elemen hingga (finite element) yang mampu memprediksi dan menganalisis fenomena dinamika aliran fluida secara teliti. Program perhitungan CFD dipilih dalam penelitian ini karena selain akurat juga dapat memberikan visualisasi dengan baik. Penelitian ini bertujuan untuk memahami karakteristika perpindahan panas, massa dan momentum dari dinding rod bahan bakar ke pendingin secara visual, pada medan temperatur, medan tekanan, dan medan energi kinetika pendingin, sebagai fungsi dinamika aliran di dalam kanal, pada kondisi tunak dan transien. Analisis dinamika aliran pada kanal bahan bakar PWR berbasis CFD dilakukan dengan menggunakan sampel data reaktor PWR dengan daya 1000 MWe dengan susunan bahan bakar 17x17. Untuk menguji sensitivitas persamaan aliran yang sesuai dengan model aliran turbulen pada kanal bahan bakar dilakukan pemodelan dengan menggunakan persamaan k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), dan Reynold stress model (RSM). Pada analisis sensitivitas aliran turbulen di dalam kanal digunakan model mesh hexahedral dengan memilih tiga geometri sel yang masing masing berukuran 0,5 mm; 0,2 mm dan 0,15 mm. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis kondisi tunak (steady state), terdapat hasil yang mirip pada model turbulen Ƙ-ε standard dan Ƙ-ω standard. Pengujian terhadap kriteria Dittus Boelter untuk bilangan Nusselt menunjukkan bahwa model Reynold stress model (RSM) direkomendasikan. Analisis sensitivitas terhadap geometri mesh antara sel yang berukuran 0,5 mm, 0,2 mm dan 0,15 mm, menunjukkan bahwa geometri sel sebesar 0,5 mm telah mencukupi. Aliran turbulen berkembang penuh telah tercapai pada model LES dan DES, meskipun hanya dalam waktu singkat (3 s), model LES memerlukan waktu komputasi yang sangat lama dan membutuhkan memori yang besar.Kata kunci: aliran turbulen, kanal PWR, CFD, tunak, transien Coolant flow turbulence on heat transfer process serves to enhance the heat transfer coefficient, likewise flow in the fuel sub channel. Computational fluid dynamic program, FLUENT is a computational program based on finite element, that is able to predict and analyze the dynamics of fluid flow phenomena, accurately. CFD calculation program is selected in this study because of its accurately and it also can provide good visualization. Purpose of this research was to understand the characteristics of heat transfer, mass and momentum of the fuel rod to the coolant visually on: the temperature field, pressure field, and the kinetic energy field, as a function of the flow dynamics within fuel channel, on steady state and transient condition. Analysis of flow dynamics in the fuel channel base on CFD was done by using the PWR sample data with reactor power of 1000 MWe on 17x17 array of fuel. To examine the sensitivity of the flow equation in accordance with the model of turbulent flow on fuel channel, the turbulence equation model of k-omega (Ƙ-ω), k-epsilon (Ƙ-ε), and Reynold stress model (RSM) for steady state was used, while for transient turbulence model DES and LES are applied. In the sensitivity analysis of turbulent flow, hexahedral mesh model of three cell geometry each are 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, was selected. The analysis shows that there are similar results of turbulen model Ƙ-ε and Ƙ-ω standard, on steady state analysis. Comparing with Dittus Boelter criteria for Nusselt number, the Reynolds stress model (RSM) is recommended. Sensitivity analysis of mesh geometry between cell size 0.5 mm, 0.2 mm and 0.15 mm, indicating that the cell size of 0.5 mm was sufficient. Developed flow already reached on DES and LES model, however only for short time (3 seconds) for transient condition. LES model need very long computation time and big memory. Keywords: turbulence flow, PWR fuel channel, CF, steady state, transient

EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK Mike Susmikanti; Roziq Himawan; Abdul Hafid; Entin Hartini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRACT EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK. The important component of the PWR is a pressure vessel. The material resistance in the pressure vessel needs to be evaluated. One way of evaluation is by the mechanical fracture analysis. The modeling needs to know the phenomena of the analysis result in general. A number of researches have been completed on the calculation of mechanical fracture in the pressure vessel with an internal load. The mechanical fracture was modeled using a neural network approach. In relation to the material resistance of the pressure vessel, which is used in PWR AP1000, the material must be evaluated because of the effect of the load. The modeling is needed to predict the effect of the load. The aim of this study is to evaluate the material resistance through mechanical fracture analysis because of the influence load on the pressure vessel on PWR AP1000. The material, which was observed, is SA 508. This analysis consists of the calculation of stress intensity factor and J-integral with some load at the crack propagation position. The fracture mechanic was analyzed by finite element simulation. The result of Stress Intensity factor and J-Integral was compared with fracture toughness to know the durability of the material. The modeling of J-Integral and Stress Intensity Factor were obtained for some load based on neural network approach. Keywords: Material resistance, mechanical fracture, neural network, PWR, pressure vessel, crack propagation. ABSTRAK EVALUASI FRAKTUR MEKANIK PADA BEJANA TEKAN PWR DAN PEMODELAN BERBASIS NEURAL NETWORK. Komponen penting dari PWR adalah bejana tekan. Ketahanan bahan di bejana tekan perlu dievaluasi. Salah satu cara adalah dengan analisis fraktur mekanik. Pemodelan diperlukan untuk mengetahui fenomena hasil analisis pada umumnya. Terdapat penelitian untuk perhitungan fraktur mekanik dalam bejana tekan dengan beban internal. Penelitian lain adalah hasil dari fraktur mekanik dimodelkan menggunakan pendekatan jaringan syaraf. Sehubungan dengan ketahanan material dari bejana tekan yang digunakan dalam PWR AP1000, bahan harus dievaluasi karena efek dari beban. Pemodelan diperlukan untuk memprediksi pengaruh beban pada bahan dalam bejana tekan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengevaluasi ketahanan material melalui analisis fraktur mekanik karena pengaruh beban pada bejana tekan. Bahan yang diamati, adalah SA 508. Analisis ini terdiri dari perhitungan faktor intensitas tegangan dan J-integral dengan beberapa beban pada posisi perambatan retak. Fraktur mekanik dianalisis dengan metode elemen hingga. Hasil faktor intensitas tegangan dan J-Integral dibandingkan dengan ketangguhan patah untuk mengetahui daya tahan material. Pemodelan J-Integral dan faktor intensitas stres diperoleh untuk beberapa beban berdasarkan jaringan saraf. Kata kunci: Ketahanan bahan, teknik patahan, jaringan syaraf, PWR, bejana tekan, perambatan retak.

ANALISIS DISTRIBUSI KECEPATAN PENDINGIN DALAM ELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN METODE CFD UNTUK REAKTOR RISET RSG-GAS Muhammad Subekti; Muh. Darwis Isnaini; Endiah Puji Hastuti
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 (924.104 KB)

Eksperimen pengukuran distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal elemen bakar reaktor riset RSG-GAS sulit dilakukan karena lebar celah yang sangat kecil dan terletak di dalam elemen bakar. Oleh karena itu diperlukan perhitungan untuk memprediksi distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal untuk mengkonfirmasi bahwa keberadaan handle tidak merusak distribusi kecepatan pendingin masuk ke dalam setiap subkanal. Perhitungan ini memerlukan metode CFD yang memperhatikan interior 3 dimensi. Perhitungan distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal juga belum pernah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah melakukan investigasi distribusi kecepatan pendingin elemen bakar tipe pelat menggunakan metode CFD 3 dimensi untuk reaktor riset RSG-GAS. Penelitian ini juga sangat diperlukan sebagai bagian dari pengembangan desain termohidrolika elemen bakar untuk reaktor riset inovatif. Pemodelan menggunakan ½ model dalam perangkat lunak Gambit dan perhitungan menggunakan persamaan Turbulen dalam perangkat lunak FLUENT 6.3. Hasil perhitungan kecepatan pendingin tiga dimensi dalam subkanal menggunakan metode CFD lebih rendah sekitar 4,06% dari pada hasil perhitungan satu dimensi karena perhitungan satu dimensi mengabaikan keberadaan handle.Kata kunci: Aliran pendingin, elemen bakar, reaktor riset, kondisi tunak, CFD The measurement experiment for coolant-velocity distribution in the subchannel of fuel element of RSG-GAS research reactor is difficult to be carried out due to too narrow channel and subchannel placed inside the fuel element. Hence, the calculation is required to predict the coolant-velocity distribution inside subchannel to confirm that the handle presence does not ruin the velocity distribution into every subchannel. This calculation utilizes CFD method, which respect to 3-dimension interior. Moreover, the calculation of coolant-velocity distribution inside subchannel was not ever carried out. The research object is to investigate the distribution of coolant-velocity in plattyped fuel element using 3-dimention CFD method for RSG-GAS research reactor. This research is required as a part of the development of thermalhydraulic design of fuel element for innovative research reactor as well. The modeling uses ½ model in Gambit software and calculation uses turbulence equation in FLUENT 6.3 software. Calculation result of 3D coolant-velocity in subchannel using CFD method is lower about 4,06% than 1D calculation result due to 1D calculation obeys handle availability. Keywords: Coolant flow, fuel element, research reactor, steady state, CFD

PERHITUNGAN FLUKS KALOR UNTUK KURVA DIDIH SELAMA EKSPERIMEN QUENCHING MENGGUNAKAN SILINDER BERONGGA DIPANASKAN Mulya Juarsa; Raldi Artono Koestor; Nandy Setiadi Djaya Putra; Anhar Riza Antariksawan; Cukup Mulyana; Riska Khalisa
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 (718.372 KB)

Salah satu aspek penting manajemen keselamatan dalam pengoperasian reaktor nuklir adalah manajemen termal. Konsep dasar pengelolaan termal adalah untuk mengendalikan kelebihan kalor saat terjadinya kecelakaan. Pemahaman dan investigasi fenomena pendidihan selama kecelakaan yang terjadi secara transien menjadi tahapan penelitian yang penting. Proses quenching adalah proses pendinginan tiba-tiba pada obyek yang panas dengan memasukkan ke dalam suatu fluida. Material SS316 dengan geometri silinder berongga pada posisi vertikal merupakan simulasi dari debris dan digunakan sebagai objek yang dipanaskan. Metode eksperimen dilakukan melalui pendinginan quenching secara alami pada silinder berongga dengan berbagai variasi temperatur awal dari 300 oC sampai 800 oC ke dalam temperatur saturasi air. Selama eksperimen data temperatur direkam dan visualisasi pendidihan dilakukan melalui kamera kecepatan tinggi (HSC). Hasil data transien temperatur digunakan untuk menghitung fluks kalor. Rejim didih film pada TC8 (bagian terluar) dalam kurva didih untuk semua temperatur awal menunjukkan kesesuaian dengan korelasi Bromley. Proses didih film paling singkat terjadi selama 1,11 detik untuk temperatur awal 300 oC. Fluks kalor kritis pada TC8 untuk temperatur awal dari 800 oC, 600 oC, 400 oC dan 300 oC secara berturutturut adalah 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 dan 400 kW/m2.Kata kunci: quenching, silinder, pendidihan, fluks kalor One of the safety management aspects in the operation of nuclear reactors is thermal management. The basic concept of thermal management is to control the excess heat during an accident. The understanding and investigation of boiling phenomenon become important research stage. Quenching process is the process of sudden cooling on a hot object by entering into a fluid. SS316 material with hollow cylinder geometry in a vertical position is the simulation of debris and used as a heated object. Method of quenching experiments carried out through the natural cooling of the hollow cylinder with different variations of initial temperature from 300 oC to 800 oC and submerged into the water with saturation temperature. Temperature data was recorded and boiling was captured using highspeed camera (HSC) during the experiment. The results of transient temperature data was used to calculate the heat flux. The film boiling regime on TC8 (outer portion) in the boiling curves for all initial temperatures have a good agreement with Bromley’s correlation. The shortest process of film boiling was occurred for 1.11 seconds at the initial temperature of 300oC. Critical heat flux at TC8 from initial temperature of 800 oC, 600 oC, 400 oC and 300 oC in respectively is 700 kW/m2, 500 kW/m2, 450 kW/m2 and 400 kW/m2. Keywords: quenching, cylinder, boiling, heat flux

KARAKTERISASI TEBAL LAPISAN BATAS FLUIDA NANO ZrO2 DI PERMUKAAN PEMANAS PADA PROSES KONVEKSI ALAMIAH V. Indriati Sri Wardhani; Henky P. Rahardjo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

ABSTRAK KARAKTERISASI Tebal Lapisan Batas Fluida Nano ZrO2 di permukaan pemanas pada Proses Konveksi Alamiah. Pendinginan sistem sangat dipengaruhi oleh proses perpindahan panas konveksi dari sumber panas ke fluida pendingin. Biasanya sebagai fluida pendingin digunakan fluida konvensional seperti air. Pendinginan suatu sistem dengan air tersebut dapat ditingkatkan dengan menggunakan fluida lain seperti fluida nano, yaitu fluida yang dibuat dari campuran air ditambah partikel dengan ukuran nano. Peneliti Batan Bandung telah membuat fluida nano ZrO2 dari bahan local. Telah dibuat pula peralatan eksperimen untuk mempelajari sifat-sifat termohidrolik fluida nano tersebut. Hal ini dilakukan untuk mendapatkan fluida nano yang tepat jika digunakan sebagai fluida pendingin sistem. Dalam penelitian ini dilakukan eksperimen untuk mempelajari sifat-sifat termohidrolik fluida nano ZrO2 yang terbuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 yang berukuran 10-7-10-９nm dengan konsentrasi 1 gr/lt yang digunakan sebagai pendingin pada proses pendinginan konveksi alamiah. Proses tersebut sangat bergantung pada perubahan temperatur dari sumber panas ke fluida pendingin. Dalam pendinginan konveksi alamiah perubahan temperatur itu akan terjadi di dalam tebal lapisan batas termalnya. Oleh karena itu perlu diteliti tebal lapisan batas termal dari fluida nano ZrO2 yang selanjutnya juga dapat untuk menentukan kecepatan aliran lokalnya. Eksperimen dilakukan melalui proses perpindahan panas konveksi alamiah dengan memasukkan beberapa variasi daya pemanas, kemudian dilakukan pengukuran temperatur di beberapa titik secara horizontal untuk melihat distribusi temperaturnya. Hasil pengukuran distribusi temperatur tersebut dapat digunakan untuk menentukan tebal lapisan batas dan kecepatan alirannya. Diperoleh bahwa tebal lapisan batas termal dan kecepatan konveksi alamiah fluida nano ZrO2 tidak jauh berbeda dari fluida konvensional air. Kata kunci: Lapisan batas, fluida nano ZrO2, konveksi alamiah. ABSTRACT CHARACTERIZATION of boundary layer thickness OF nano FLUID ZrO2 on natural convection process. Cooling system is highly influenced by the process of convection heat transfer from the heat source to the cooling fluid. The cooling fluid usually used conventional fluid such as water. Cooling system performance can be improved by using fluids other than water such as nano fluid that is made from a mixture of water and nano-sized particles. Researchers at Batan Bandung have made nano fluid ZrO2 from local materials, as well as experimental equipment for studying the thermohidraulic characteristics of nano fluid as the cooling fluid. In this study, thermohidraulic characteristics of nano fluid ZrO2 are observed through experimentation. Nano fluid ZrO2 is made from a mixture of water with ZrO2 nano-sized particles of 10-7-10-9 nm whose concentration is 1 g/ltr. This nano fluid is used as coolant in the cooling process of natural convection. The natural convection process depends on the temperature difference between heat source and the cooling fluid, which occur in the thermal boundary layer. Therefore it is necessary to study the thermal boundary layer thickness of nano fluid ZrO2, which is also able to determine the local velocity. Experimentations are done with several variation of the heater power and then the temperature are measured at several horizontal points to see the distribution of the temperatures. The temperature distribution measurement results can be used to determine the boundary layer thickness and flow rate. It is obtained that thermal boundary layer thickness and velocity of nano fluid ZrO2 is not much different from the conventional fluid water. Keywords: Boundary layer, nanofluid ZrO2, natural convection.

PEMODELAN KOLIMATOR DI RADIAL BEAM PORT REAKTOR KARTINI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Bemby Yulio Vallenry; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
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 (561.819 KB)

Salah satu metode terapi kanker adalah Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). BNCT memanfaatkan tangkapan neutron oleh 10B yang terendapkan pada sel kanker. Keunggulan BNCT dibandingkan dengan terapi radiasi lainnya adalah tingkat selektivitas yang tinggi karena tingkatannya adalah sel. Pada penelitian ini dilakukan pemodelan kolimator di radial beamport reaktor Kartini sebagai dasar pemilihan material dan manufature kolimator sebagai sumber neutron untuk BNCT. Pemodelan ini dilakukan dengan simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Particle versi 5 (MCNP 5). MCNP 5 adalah suatu paket program untuk memodelkan sekaligus menghitung masalah transpor partikel dengan mengikuti sejarah hidup neutron semenjak lahir, bertranspor pada bahan hingga akhirnya hilang karena mengalami reaksi penyerapan atau keluar dari sistem. Pemodelan ini menggunakan variasi material dan ukurannya agar menghasilkan nilai dari tiap parameter-parameter yang sesuai dengan rekomendasi I International Atomic Energy Agency (IAEA) untuk BNCT, yaitu fluks neutron epitermal (Фepi) > 9 n.cm-2.s-1, rasio antara laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal (Ḋf/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara laju dosis gamma dan fluks neutron epitermal (Ḋγ/Фepi) < 2,0 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio antara fluks neutron termal dan epithermal (Фth/Фepi) < 0,05 dan rasio antara arus dan fluks neutron epitermal (J/Фepi) > 0,7. Berdasarkan hasil optimasi dari pemodelan ini, material dan ukuran penyusun kolimator yang didapatkan yaitu 0,75 cm Ni sebagai dinding kolimator, 22 cm Al sebagai moderator dan 4,5 cm Bi sebagai perisai gamma. Keluaran berkas radiasi yang dihasilkan dari pemodelan kolimator radial beamport yaitu Фepi = 5,25 x 106 n.cm-2s-1, Ḋf/Фepi =1,17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1,70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1,51 dan J/Фepi = 0,731. Berdasarkan penelitian ini, hasil optimasi 5 parameter sebagai persyaratan kolimator untuk BNCT yang keluar dari radial beam port tidak sepenuhnya memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar tercapainya persyaratan IAEA.Kata kunci: BNCT, radial beamport, MCNP 5, kolimator One of the cancer therapy methods is BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). BNCT utilizes neutron nature by 10B deposited on cancer cells. The superiority of BNCT compared to the rradiation therapy is the high level of selectivity since its level is within cell. This study was carried out on collimator modelling in radial beam port of reactor Kartini for BNCT. The modelling was conducted by simulation using software of Monte CarloN-Particle version5 (MCNP 5). MCNP5 is a package of the programs for both simulating and calculating the problem of particle transport by following the life cycle of a neutron since its birth from fission reaction, transport on materials, until eventually lost due to the absorption reaction or out from the system. The collimator modelling used materials which varied in size in order to generate the value of each of the parameters in accordance with the recommendation of the IAEA, the epithermal neutron flux (Фepi) > 1.0 x 109n.cm-2s-1, the ratio between the neutron dose rate fast and epithermal neutron flux (Ḋf/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio of gamma dose rate and epithermal neutron flux (Ḋγ/Фepi) < 2.0 x10-13 Gy.cm2.n-1, the ratio between the thermal and epithermal neutron flux (Фth/Фepi) < 0.05 and the ratio between the current and flux of the epithermal neutron (J/Фepi) > 0.7. Based on the results of the optimization of the modeling, the materials and sizes of the collimator construction obtained were 0.75 cm Ni as collimator wall, 22 cm Al as a moderator and 4.5 cm Bi as a gamma shield. The outputs of the radiation beam generated from collimator modeling of the radial beam port were Фepi = 5.25 x 106 n.cm-2.s-1, Ḋf/Фepi = 1.17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, Ḋγ/Фepi = 1.70 x 10-12 Gy.cm2.n-1, Фth/Фepi = 1.51 and J/Фepi = 0.731. Based on this study, the results of the beam radiation coming out of the radial beam port did not fully meet the criteria recommended by the IAEA so need to continue this study to get the criteria of IAEA. Keywords: BNCT, radial beamport, MCNP 5, collimator

THE ANALYSIS OF OPTIMAL CRACK RATIO FOR PWR PRESSURE VESSEL CLADDING USING GENETIC ALGORITHM Mike Susmikanti; Roziq Himawan; Jos Budi Sulistyo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Several aspects of material failure have been investigated, especially for materials used in Reactor Pressure Vessel (RPV) cladding. One aspect that needs to be analyzed is the crack ratio. The crack ratio is a parameter that compares the depth of the gap to its width. The optimal value of the crack ratio reflects the material's resistance to the fracture. Fracture resistance of the material to fracture mechanics is indicated by the value of Stress Intensity Factor (SIF). This value can be obtained from a J-integral calculation that expresses the energy release rate. The detection of the crack ratio is conducted through the calculation of J-integral value. The Genetic Algorithm (GA) is one way to determine the optimal value for a problem. The purpose of this study is to analyze the possibility of fracture caused by crack. It was conducted by optimizing the crack ratio of AISI 308L and AISI 309L stainless steels using GA. Those materials are used for RPV cladding. The minimum crack ratio and J-Integral values were obtained for AISI 308L and AISI 309L. The SIF value was derived from the J-Integral calculation. The SIF value was then compared with the fracture toughness of those material. With the optimal crack ratio, it can be predicted that the material boundaries are protected from damaged events. It can be a reference material for the durability of a mechanical fracture event.Keywords: Fracture mechanics, RPV cladding, J-Integral, Stress Intensity Factor, Genetic Algorithm ANALISIS RASIO RETAK OPTIMAL UNTUK KELONGSONG BEJANA TEKAN PWR MENGGUNAKAN ALGORITMA GENETIKA. Banyak aspek kegagalan material telah diteliti, terutama untuk bahan yang digunakan pada kelongsong bejana tekan reaktor (RPV). Salah satu aspek yang perlu dianalisis adalah rasio retak. Rasio retak adalah parameter yang membandingkan kedalaman celah dengan lebarnya. Nilai optimal rasio retak mencerminkan ketahanan material terhadap patahan. Ketahanan material terhadap mekanika patahan ditunjukkan oleh nilai Stress Intensity Factor (SIF). Nilai ini dapat diperoleh dari perhitungan J-integral yang mengekspresikan tingkat pelepasan energi. Deteksi rasio retak dilakukan melalui perhitungan nilai J-integral. Algoritma Genetika (GA) adalah salah satu cara untuk menentukan nilai optimal suatu masalah. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisis kemungkinan patah yang disebabkan oleh retak dengan menganalisis rasio retak baja tahan karat AISI 308L dan AISI 309L dengan GA. Bahan tersebut digunakan untuk kelongsong RPV. Rasio retak optimal dan nilai J-Integral diperoleh untuk AISI 308L dan AISI 309L. Nilai SIF berasal dari perhitungan J-Integral. Nilai SIF kemudian dibandingkan dengan ketangguhan retak material tersebut. Dengan rasio retak optimal, dapat diprediksi batas rasio retak sehingga terlindung dari kejadian patah. Hal ini dapat menjadi bahan referensi untuk ketahanan dari mekanika patahan.Kata kunci: Mekanika Patahan, Kelongsong Bejana Tekan Reaktor, J-Integral, Faktor Intensitas Tegangan, Algoritma Genetik

PENGARUH DAYA DAN DURASI OPERASI REAKTOR TERHADAP KONSENTRASI 3H DAN 14C DI AIR SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS Pande Made Udiyani; Subiharto Subiharto; L. Nugroho
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 (426.907 KB)

Telah dilakukan penelitian terhadap pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS. Keberadaan nuklida 3H dan 14C di dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS merupakan hasil produk fisi dan aktivasi. Nuklida radioaktif ini mempunyai potensi bahaya radiasi interna dan eksterna, karena mempunyai umur paro yang panjang yaitu 12,26 tahun untuk 3H dan 5568 tahun untuk 14C, sehingga mempunyai dampak radiologis yang sangat berarti. Analisis dan pengukuran contoh cuplikan air pendingin primer dilakukan dengan menggunakan alat LSC (Liquid Scintillation Counter). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi nuklida 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer, korelasi konsentrasi kedua nuklida dengan komponen sistem reaktor yang berkaitan dengan penuaan komponen, dan estimasi penerimaan radiasi terhadap pekerja radiasi di reaktor RSG-GAS dalam kaitan dengan keselamatan daerah kerja dan keselamatan personil. Hasil penelitian menunjukkan bahwa besarnya konsentrasi 3H dan 14C di air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS sebanding dengan daya yang dibangkitkan dan durasi operasi reaktor. Pertambahan konsentrasi 3H dan 14C di kolam reaktor RSG-GAS yang pesat setelah lima tahun pertama operasi reaktor diperkirakan karena intensitas pengoperasian reaktor yang tinggi, dan adanya proses akumulasi nuklida yang mempunyai umur paro yang panjang. Hasil penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk mengkaji keselamatan operasi reaktor, keselamatan personil, keselamatan kerja, dan proses penuaan reaktor.Kata kunci : air pendingin primer, 3H, 14C, reaktor RSG-GAS The influence of reactor power and operation duration on concentration of 3H and 14C in primary coolant water system RSG-GAS reactor has been studied. The existence of nuclides 3H and 14C in primary coolant system RSG-GAS reactor is a result of fission product and activation. These nuclides have potential internal and external radiation hazard, due to long half life i.e. 12,26 years and 5568 years for 3H and 14C respectively, so that will have significant radiological impact. Analysis and water sample measurement of the primary coolant system has been done by using LSC (Liquid Scintillation Counter). The objective of this research is to study the influence of reactor power and its operation duration to 3H and 14C concentration in coolant system, the correlation of these nuclide concentration with reactor system related to the component ageing, and estimation of receiving RSG-GAS reactor worker radiation for safety in working area and personnel safety. The results showed that 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor are proportional to the reactor power and its operation time duration. The fast increasing of 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor primary coolant system after the first five years operation might be caused by high intensity of reactor operation, and the accumulation of long half life nuclides. The results of this research can be used to study the reactor operation safety, personnel and working area safety, and also to study the reactor ageing process. Keywords: primary water reactor, 3H, 14C, RSG-GAS reactor

ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS TERHADAP REAKTIVITAS DOPPLER TERAS RGTT200K Zuhair Zuhair; Suwoto Suwoto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Dalam high temperature reactor, koefisien reaktivitas temperatur yang didesain negatif menjamin reaksi fisi dalam teras tetap berada di bawah kendali dan panas peluruhan tidak akan pernah melelehkan bahan bakar yang menyebabkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan. Namun masuknya air (water ingress) ke dalam teras reaktor akibat pecahnya tabung penukar panas generator uap, yang dikenal sebagai salah satu kecelakaan dasar desain, dapat mengintroduksi reaktivitas positif dengan potensi bahaya lainnya seperti korosi grafit dan kerusakan material struktur reflektor. Makalah ini akan menganalisis efek kecelakaan water ingress terhadap reaktivitas Doppler teras RGTT200K. Kapabilitas koefisien reaktivitas Doppler untuk mengkompensasi reaktivitas positif yang timbul selama kecelakaan water ingress akan diuji melalui serangkaian perhitungan dengan program MCNPX dan pustaka ENDF/B-VII untuk perubahan temperatur bahan bakar dari 800K hingga 1800K. Tiga opsi kernel bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dengan tiga model kisi bahan bakar pebble di teras reaktor diterapkan untuk kondisi water ingress dengan densitas air dari 0 hingga 1.000 kg/m3. Hasil perhitungan memperlihatkan koefisien reaktivitas Doppler tetap negatif untuk seluruh opsi bahan bakar yang dipertimbangkan bahkan untuk posibilitas water ingress yang besar. Efek water ingress lebih kuat pada model kisi dengan fraksi packing lebih rendah karena lebih banyak volume yang tersedia untuk air yang memasuki teras reaktor. Efek water ingress juga lebih kuat di teras uranium dibandingkan teras thorium dan plutonium sebagai konsekuensi dari fenomena Doppler dimana absorpsi neutron di daerah resonansi 238U lebih besar daripada 232Th dan 240Pu. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa, koefisien Doppler teras RGTT200K mampu mengkompensasi insersi reaktivitas yang diintroduksi oleh kecelakaan water ingress. Teras RGTT200K dengan bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dapat mempertahankan fitur keselamatan melekat dengan cara pasif. Kata kunci: Water ingress, reaktivitas Doppler, RGTT200K In high temperature reactor, the negative temperature reactivity coefficient guarantees fission reaction in the core remain under the control and decay heat will not melt the fuel which cause the release of radioactive substances into the environment. But the entry of water (water ingress) into the reactor core due to rupture of a steam generator tube heat exchanger, which is known as one of the design basis accidents, can introduce positive reactivity with other potential hazards such as graphite corrosion and damage of the reflector structure material. This paper will investigate the effect of water ingress accident on Doppler reactivity coefficient of RGTT200K core. The capability of the Doppler reactivity coefficient to compensate positive reactivity incurred during water ingress accident will be examined through a series of calculations with MCNPX code and ENDF/B-VII library for fuel temperature changes from 800K to 1800K. Three options of UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuel kernels with three lattice models of fuel pebble in the reactor core was applied for condition of water ingress with water density from 0 to 1000 kg/m3. The results of the calculations show that Doppler reactivity coefficient is negative for the entire fuel options being considered even for a large possibility of water ingress. The effects of water ingress becomes stronger in lattice model with lower packing fraction because more volume available for water entering the reactor core. The effect of water ingress is also stronger in the uranium core compared to thorium and plutonium cores as a consequence of the Doppler phenomenon where the neutron absorption in resonance region of 238U is greater than 232Th and 240Pu. It can be concluded overall that Doppler coefficient of RGTT200K core has capability to compensate the reactivity insertion introduced by water ingress accident. RGTT200K core with UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuels can maintain the inherently safety features in a passive way. Keywords: Water ingress, Doppler reactivity, RGTT200K

Page 8 of 23 | Total Record : 225

6 7 8 9 10

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