cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
ganendra@batan.go.id
Editorial Address
Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb, Yogyakarta 55281
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Ganendra: Majalah IPTEK Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 14106957     EISSN : 25035029     DOI : https://doi.org/10.17146/gnd
Core Subject : Science, Education,
Computer Science & IT Other
Jurnal Iptek Nuklir Ganendra merupakan jurnal ilmiah hasil litbang dalam bidang iptek nuklir, diterbitkan oleh Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) - BATAN Yogyakarta. Frekuensi terbit dua kali setahun setiap bulan Januari dan Juli.
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Volume 23 Nomor 2 Juli 2020" : 5 Documents clear
ANALYSIS OF UNCONTROLLED REACTIVITY INSERTION TRANSIENT OF TRIGA MARK 2000 BANDUNG USING MTR PLATE TYPE FUEL ELEMENT Surian Pinem; Tukiran Surbakti; Imam Kuntoro
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 23 Nomor 2 Juli 2020
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2020.23.2.5876

Abstract

ANALYSIS OF UNCONTROLLED REACTIVITY INSERTION TRANSIENT OF TRIGA MARK 2000 BANDUNG USING MTR PLATE TYPE FUEL ELEMENT. Analysis of uncontrolled reactivity insertion is very important for the safety of reactor operations. Determination of melting point limit, critical heat fluxes and melting temperatures of cladding are the main objectives for most of these studies to determine whether fuel temperature can withstand the transient insertion of reactivity. In this study, uncontrolled reactivity insertion transient was carried out due to the withdrawal of control rods in nominal power of 1 MW and 2 MW. Analysis of reactivity transient was carried out using the WIMSD/5B and MTRDYN codes. The WIMSD/5B code is used to generate cross sections and the MTRDYN program is used for analysis under transient conditions. Based on calculations on the initial power of 1 MW and 2 MW with an insertion of reactivity of greater than 0.5 $/s the reactor operation  is not safe because the fuel temperature exceeds the design limit. For reactivity insertion 0.5 $/s allows increased power can be stabilized by feedback reactivity. For 1 MW of nominal power, the maximum coolant temperature,  cladding and fuel are 86.39 oC, 164.86 oC and 165.33 oC, respectively. For 2 MW of nominal power,  the maximum coolant temperature,  cladding and fuel are 89.09 oC, 176.96 oC and 177.602 oC, respectively. Based on calculation,  It is concluded that the feedback mechanism can protect the fuel cladding from a local meltdown if reactivity insertion 0.5 $/s and the reactor is in nominal power of 1 MW and 2 MW.
INVESTIGASI TERHADAP NILAI REAKTIVITAS BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS ANTARA HASIL PERHITUNGAN DENGAN HASIL EKSPERIMEN Jaja Sukmana; M. Imron; M. Gading Permadi; Nur Faturohim
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 23 Nomor 2 Juli 2020
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2020.23.2.5902

Abstract

INVESTIGASI TERHADAP NILAI REAKTIVITAS BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS ANTARA HASIL PERHITUNGAN DENGAN HASIL EKSPERIMEN. Nilai reaktivitas batang kendali harus diprediksi secara akurat sebagai bagian terpenting dari fitur keselamatan teknis di reaktor RSG-GAS. Hasil inspeksi bahwa terdapat adanya perbedaan yang signifikan besar (87,31%) antara nilai reaktivitas batang kendali dari hasil eksperimen dengan nilai reaktivitas batang kendali hasil perhitungan yang menggunakan code BATAN-FUEL. Maka tujuan penyajian makalah ini adalah melakukan investigasi perbedaan nilai perhitungan terhadap hasil eksperimen tersebut. Metodologi yang dilakukan, yaitu melalui perhitungan ulang menggunakan BATAN-2DIFF/3DIFF code, Serpent2 code, MCNP6 code, dan membandingkan terhadap hasil ekperimen serta melakukan evaluasi untuk pemilihan code yang tepat. Hasil nilai error antara perhitungan dengan eksperimen dari BATAN-2DIFF dengan seluruh batang kendali di bawah-satu batang dinaikan, terendah dan tertinggi adalah 18,65% di F-5 T-89 dan 80,59% di E-9 T-80 sedangkan dengan seluruh batang kendali di atas, adalah 1,96% di C-8 T-83 dan 35,22% di G-6 T-89. Hasil BATAN3-DIFF dengan seluruh batang kendali di atas adalah 0,07% di F-8 T-90 dan 18,88% di F-5 T-89. Hasil Serpent2 dengan seluruh batang kendali di atas adalah 20,67% di C-8 dan 38,74% di G-6. Dan hasil MCNP6 dengan seluruh batang kendali di atas adalah 3,48% di B-7 dan 60,81% di F-5. Parameter beta efektif, efek shadowing, umur penyerap, nilai fraksi bakar, dan perubahan manajemen bahan bakar dapat menjadi bahan evaluasi pada parameter neutronik. Dengan investigasi ini maka metode perhitungan reaktivitas batang kendali reaktor RSG-GAS direkomendasikan menggunakan BATAN-3DIFF pada kondisi seluruh batang kendali di atas-satu batang kendali diturunkan.
ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI Puradwi Ismu Wahyono; Syarip Syarip
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 23 Nomor 2 Juli 2020
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2020.23.2.5848

Abstract

ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI. PSTA BATAN Yogyakarta telah berhasil memurnikan thorium oksida (ThO2) dengan kemurnian nuklir dari bahan baku monasit. Selanjutnya ThO2 tersebut akan dibuat menjadi ‘elemen thorium’ yaitu elemen bahan bakar reaktor nuklir berbasis thorium untuk reaktor CAMOLYP. Pada ‘‘elemen thorium’ diharapkan terbentuk 233U melalui proses irradiasi ThO2 yang ada di dalamnya. Tujuan penelitian ini adalah membahas bagaimana pola irradiasi sampel ThO2 pada reaktor Kartini dengan fluks neutron 1012 n/cm2 s agar diperoleh 233U yang optimum. Metode yang digunakan adalah perhitungan dengan bantuan paket program ORIGEN-2, dengan variasi waktu dan mode irradiasi. Dilakukan analisis untuk irradiasi ThO2 secara kontinu selama kelipatan waktu peluruhan 233Pa menjadi 233U (27 hari) dan irradiasi secara siklik berdurasi 6 jam, 12 jam dan 24 jam paska 233Pa meluruh menjadi 233U. Hasil analisis menunjukkan bahwa irradiasi ThO2 secara kontinu menunjukkan bahwa produk 233U yang semakin banyak dan akan mulai jenuh pada waktu irradiasi 150 hari. Irradiasi ThO2 berbasis siklus paska peluruhan 233Pa, akan menghasilkan produk 233U terbanyak (optimum) pada siklus iradiasi paska 27 hari.
IMPLEMENTASI MODEL KINETIKA REAKTOR MENGGUNAKAN KODE PROGRAM LABVIEW PADA SIMULATOR FUNGSIONAL OPERASI DAN PENGENDALIAN REAKTOR KARTINI Ikhsan Mahfudin; Adi Abimanyu; Syarip Syarip
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 23 Nomor 2 Juli 2020
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2020.23.2.5767

Abstract

IMPLEMENTASI MODEL KINETIKA REAKTOR MENGGUNAKAN KODE PROGRAM LABVIEW PADA SIMULATOR FUNGSIONAL OPERASI DAN PENGENDALIAN REAKTOR KARTINI. Implementasi model kinetika reaktor merupakan salah satu usaha untuk membuat suatu rancang bangun simulator fungsional reaktor Kartini. Implementasi yang dimaksudkan adalah untuk memperbaiki hasil pengembangan model kinetika reaktor sebelumnya, dimana masih ditemukan kekurangan pada pemodelan reaktivitas dan hasil-hasilnya belum divalidasi. Implementasi ini diharapkan dapat mewujudkan suatu software simulator untuk menggambarkan operasi reaktor Kartini secara lebih nyata sesuai dengan kondisi sebenarnya. Implementasi model kinetika reaktor dilakukan menggunakan perangkat lunak LabVIEW dengan variabel reaktivitas batang kendali, suhu dan peracunan hasil belah, kemudian dilakukan variasi nilai parameter guna memperoleh hasil implementasi pemodelan yang sesuai dengan data operasi reaktor Kartini. Data percobaan diperoleh dengan melakukan variasi terhadap tiga parameter bebas yaitu densitas awal neutron (N0), fraksi kelompok neutron kasip (β), dan massa bahan bakar reaktor (m). Hasil penelitian menunjukan bahwa perubahan parameter bebas berbanding lurus dengan parameter daya dan periode reaktor. Implementasi pemodelan terbaik terjadi pada percobaan operasi dengan nilai N0 = 0,004; β = 0,0014 dan m = 2563 gram. Hasil tersebut divalidasi dengan pengukuran parameter daya reaktor dengan tiga data operasi dan memiliki rata-rata akurasi sebesar 86,0% serta parameter periode reaktor dengan dua data operasi memiliki rata-rata akurasi sebesar 56,6%
INTERACTION OF MOLTEN URANIUM WITH ELECTRICAL PENETRATING TUBE OF A BOILING WATER REACTOR DURING SEVERE ACCIDENT Rindi Wulandari; Sutanto Sutanto; Asril Pramutadi Andi Mustari
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 23 Nomor 2 Juli 2020
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2020.23.2.5816

Abstract

INTERACTION OF MOLTEN URANIUM WITH ELECTRICAL PENETRATING TUBE OF A BOILING WATER REACTOR DURING SEVERE ACCIDENT. Fukushima accident was the first severe accident of a BWR type which the core was melted leading to RPV failure at the bottom head. Regarding its complex structures of the bottom head, the scheme of failure is different from that of previous reactor severe accidents that ever happened (i.e. TMI-2 and Chernobyl accidents). There is a lot of penetration tubes through the bottom head leading to a complex interaction between corium and the structures. Eutectic reaction is possible to happen due to high temperature leading to a rapid failure of the RPV. Therefore, it is important to understand the phenomenon of interaction between corium and the structures. In this study, an interaction between molten uranium and structure of electrical tube, one of the penetration tubes, was analyzed by using MPS-LER method. Fluid dynamics of the MPS-LER simulation was validated by experiments of fluid flow by using water and oil.Calculation results of the fluid flow showed a good agreement with that of experiments.The MPS-LER was applied to calculate the penetration rate of molten uranium which flowed through the wall of the electrical tube at the bottom head of a BWR. The penetration rate was high due to eutectic reaction. The rate achieved 555.56 µm/s. Conservatively, it took less than 1 minute of time for the molten uranium to melt the tube wall with a thickness of 1.232 cm.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2020 2020


Reset
Filter By Issues
All Issue Volume 26 Nomor 2, 2023 Volume 26 Nomor 1, 2023 Volume 24 Nomor 2 Juli 2021 Volume 24 Nomor 1 Januari 2021 Volume 23 Nomor 2 Juli 2020 Volume 23 Nomor 1 Januari 2020 Volume 22 Nomor 2 Juli 2019 Volume 22 Nomor 1 Januari 2019 Volume 21 Nomor 2 Juli 2018 Volume 21 Nomor 1 Januari 2018 Volume 20 Nomor 2 Juli 2017 Volume 20 Nomor 1 Januari 2017 Volume 19 Nomor 2 Juli 2016 Volume 19 Nomor 1 Januari 2016 Vol 18, No.2 (2015) Volume 18 Nomor 1 Januari 2015 Volume 17 Nomor 2 Juli 2014 Volume 17 Nomor 1 Januari 2014 Volume 16 Nomor 2 Juli 2013 Volume 16 Nomor 1 Januari 2013 Volume 15 Nomor 2 Juli 2012 Volume 15 Nomor 1 Januari 2012 Volume 14 Nomor 2 Juli 2011 Volume 14 Nomor 1 Januari 2011 Volume 13 Nomor 2 Juli 2010 Volume 13 Nomor 1 Januari 2010 Volume 12 Nomor 2 Juli 2009 Volume 12 Nomor 1 Januari 2009 Volume 11 Nomor 2 Juli 2008 Volume 11 Nomor 1 Januari 2008 Volume 10 Nomor 2 Juli 2007 Vomor 10 Nomor 1 Januari 2007 Volume 9 Nomor 2 Juli 2006 Volume 9 Nomor 1 Januari 2006 Volume 8 Nomor 2 Juli 2005 Volume 8 Nomor 1 Januari 2005 Volume 7 Nomor 2 Juli 2004 Volume 7 Nomor 1 Januari 2004 Volume 6 Nomor 2 Juli 2003 Volume 6 Nomor 1 Januari 2003 Volume 5 Nomor 2 Juli 2002 Volume 5 Nomor 1 Januari 2002 More Issue