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 236 Documents
 20   21   22   23   24 
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.
A NOVEL DESIGN OF 17.5 KV HV FEEDTHROUGH FOR ARJUNA 2.0 Saefurrochman Saefurrochman; Darsono Darsono; Suhadah Rabi’atul Adabiah; Elin Nuraini; Sutadi Sutadi; Tanti Ardiyati
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 1 Januari 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.1.6223

Abstract

A NOVEL DESIGN OF 17.5 KV HV FEEDTHROUGH FOR ARJUNA 2.0. A novel design of the 17.5 kV feedthrough for Arjuna 2.0 Cockcroft Walton generator has been proposed. It is used for connecting the output of RF transformer oscillator (in the outside of horizontal vessel) with the input of voltage multiplier (inside of horizontal vessel) of the Cockcroft Walton generator. It was equipped by covers on left and right side. The designed feedthrough was simple, compact, easy to manufacture, high performance to prevent flashover and also it was applied to Arjuna 2.0 Cockcroft Walton. It was made from teflon (PTFE) and solid copper, which have high dielectric strength, capable of withstanding press loads, and easy to manufacture. The shortest distance between grounding with conductor radially was 43.25 mm, and 253.5 mm for feedthrough surface. The design was verified by Finite Element Method software and continued with performance testing. According to simulation, the stress of voltage is high about 16 kV to 17.5 kV on feedthrough conductor and 0 to 3 kV on feedthrough flange. The electric field of the covered feedthrough is lower than the coverless feedthrough. The highest and lowest electric fields are 1.26 x 106 V/m and 1 x 105 to 2 x 105 V/m respectively. Furthermore, feedthrough has been tested up to 120 kV and no discharge occurred. It means this design can be operated for 17.5 kV and it was successful installed on Arjuna 2.0 Cockcroft Walton generator.
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.
CYLINDRICAL SHELL ANALYSIS OF REACTOR PRESSURE VESSEL FOR RDE Sri Sudadiyo
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 1 Januari 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.1.5191

Abstract

CYLINDRICAL SHELL ANALYSIS OF REACTOR PRESSURE VESSEL FOR RDE. The present study deals with the design process analysis of cylindrical shell for Reactor Pressure Vessel (RPV) of Reaktor Daya Eksperimental (RDE). The RDE is prepared by BATAN for nuclear technology provider in Indonesia. RPV is a container for confining helium gas at elevated pressure and temperature (circa 700 °C). In RPV operation, mechanical stresses act as in consequence of internal pressure (3 MPa), external pressure, and different loads due to dead weight and helium content load. Therefore, if the RPV could not retain its material strength or exceed the maximum allowable shear stress it will cause failure. The applications and validity of Fortran code (RPV_RDE.exe) for the design analysis are represented by two simulation cases, which indicate good calculation results of design outputs compared to analytic solutions. Design outputs have met the safe requirements for the minimum wall thickness of cylindrical shell in upper portion of 60 mm and in lower portion of 100 mm, respectively.
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%
COMPARISON OF MEASURED AND CALCULATED CONTROL ROD REACTIVITY OF THE RSG-GAS CORE T. Surbakti; W. Luthfi; Purwadi Purwadi; D. Hartanto
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 1 Januari 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.1.5948

Abstract

COMPARISON OF MEASURED AND CALCULATED CONTROL ROD REACTIVITY OF THE RSG-GAS CORE. The reactivity worth and a calibration curve of control rods are important physical parameters on account of the nuclear safety of the RSG-GAS reactor core. Reactivity characteristics of control rods must be determined not only, but also in the first criticality and also after any substantial changes in the reactor core. The required time to measure the reactivity worth by various methods depends mostly on the quality of the reactivity measurement devices. The rod-insertion method has some specific advantages which make such compensation unnecessary while yielding both integral and differential reactivity worth curves, as well as total reactivity worth. In this study, the total control rod worth of RSG-GAS is calibrated experimentally using a rod-insertion method to verify calculation results for the new core configuration. Calculations were done by diffusion and Monte Carlo methods using Batan-3DIFF and MCNP5 codes. Total control rod reactivity worth of the control rod is obtained 17.54 $,  17.03 $, and 17.87 $ by experiment,  Batan-3DIFF, and MCNP5 calculations, respectively. The relative difference between the experimental and calculated values of control rod reactivity worth is about 3.0 %, which indicates a good agreement between the applied experimental method and calculation.
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.
STUDI PENGARUH PERBEDAAN KETEBALAN FREEZE-VALVE DI MSR (MOLTEN SALT REACTOR) DALAM PENGENDALIAN KECELAKAAN Virgo Eben E. M; Mustari A. P. A.; Irwanto D.; Permana S.; Pramuditya S.
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 1 Januari 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.1.5957

Abstract

STUDI PENGARUH PERBEDAAN KETEBALAN FREEZE-VALVE DI MSR (MOLTEN SALT REACTOR) DALAM PENGENDALIAN KECELAKAAN. MSR merupakan sebuah tipe reaktor yang menggunakan bahan bakar cair, yakni garam cair yang sekaligus berfungsi sebagai pendinginnya. Meskipun MSR diakui unggul dari segi keamanan dan menjadi salah satu kandidat reaktor Generasi IV, namun dibutuhkan penelitian lebih lanjut untuk mencegah kecelakaan reaktor akibat peningkatan suhu bahan bakar cair. Sebuah freeze-valve merupakan salah satu sistem keamanan yang sangat berfungsi di MSR. Sebuah freeze-valve didesain untuk meleleh saat suhu bahan bakar mendekati titik leleh dinding reaktor dan membuka jalan bahan bakar menuju subcritical-tank. Sebuah eksperimen sederhana telah berhasil dilakukan pada penelitian ini untuk mempelajari mekanisme kerja freeze-valve tersebut. Penelitian ini dilakukan untuk menganalisa pengaruh perbedaan ketebalan pada freeze-valve (parafin) yang dialiri fluida panas bersuhu 800C. Variasi ketebalan yang digunakan adalah 10, 13, dan 20 mm dengan diameter yang sama, yaitu 23 mm. Berdasarkan variasi ketebalan tersebut ditemukan bahwa jika keadaan kecelakaan didesain pada saat suhu fluida di dalam tabung mencapai 800C, maka dibutuhkan sebuah freeze-valve dengan tebal 7 mm agar dapat terbuka dalam waktu 10 menit dan fluida dapat mengalir menuju subcritical tank.
PERANCANGAN DAN IDENTIFIKASI KENDALI PID PADA ALIRAN HIDROGEN SUMBER ION SIKLOTRON DECY 13 Fajar Sidik Permana; Nazrul Effendy; Awang N I Wardana
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 2 Juli 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.2.6320

Abstract

PERANCANGAN DAN IDENTIFIKASI KENDALI PID PADA ALIRAN HIDROGEN SUMBER ION SIKLOTRON DECY 13. Penerapan sistem kendali PID pada aliran gas hidrogen sumber ion merupakan salah satu usaha yang dilakukan untuk mengurangi error yang terjadi saat melakukan operasi siklotron DECY 13. Error yang sering terjadi selama pengoperasian siklotron salah satunya menyebabkan adanya discharge pada bagian tengah (central region). Salah satu parameter yang mempengaruhi discharge adalah aliran dari gas yang tidak stabil sehingga tingkat kevakuman pada chamber akan berkurang. Pemodelan sistem aliran gas dilakukan dengan percobaan secara langsung dengan memberikan input step berupa aliran ke vakum chamber, sehingga diperoleh respon sistem yang diolah denggan software Matlab dan diperoleh model fungsi transfer orde 3 dengan kecocokan 88,72%. Nilai Kp Ki dan Kd diperoleh dengan menggunakan metode Ziegler Nichols dan dibandingkan dengan IAE dan ITAE untuk memperoleh parameter kendali. Metode ZN menghasilkan overshoot 0,6%, rise time 0,2 s dan settling time 0,5 s. Dengan hasil tersebut dipastikan aliran gas hidrogen tidak akan menganggu kevakuman dan kestabilan operasi siklotron DECY 13.
STUDI OKSIDASI PADUAN BAJA Fe-Ce-ZrO2 DENGAN METODE SINTESIS HIGH ENERGY MILLING DAN ULTRASONIC MENGGUNAKAN THEROGRAVIMETRI Rohmad Salam; Nanda Shabrina; Bernandus Bandriyana
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 24 Nomor 2 Juli 2021
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/gnd.2021.24.2.5988

Abstract

STUDI OKSIDASI PADUAN BAJA Fe-Ce-ZrO2 DENGAN METODE SINTESIS HIGH ENERGY MILLING DAN ULTRASONIC MENGGUNAKAN THEROGRAVIMETRI. Telah dilakukan uji thermogravimetri untuk mempelajari perilaku oksida paduan baja komponen suhu tinggi Fe-Cr-ZrO2 sebagai aplikasinya pada komponen temperatur suhu tinggi. Penelitian ini mempelajari mengenai efek presetase chromium pada paduan yakni 20Cr dan 25Cr serta perbandingan metode sintesisnya yang menggunakan metode High Energy Milling (HEM) dan metode sonochemistry ultrasonic selama masing-masing 20 jam. Uji oksidasi dilakukan dengan Magnetic Suspension Balance (MSB) pada suhu 700oC selama 400 menit. Pengujian SEM-EDS dilakukan untuk menganalisa ketebalan lapisan oksida yang terbentuk beserta kandungan lapisan oksidanya. Didapatkan bahwa paduan dengan 25Cr memiliki lapisan oksida yang lebih rendah dibandingkan dengan 20Cr. Perbedaan metode sintesis juga memiliki pengaruh terhadap lapisan oksida yang terbentuk. Didapatkan bahwa lapisan oksida paduan dengan metode sintesis menggunakan metode ultrasonik memiliki pertambahan berat yang lebih besar dibandingkan sintesis menggunakan metode HEM. Selain itu, kandungan O dan C yang terbentuk lebih banyak dibanding paduan dengan sintesis HEM.

Page 22 of 24 | Total Record : 236

 20   21   22   23   24 

Filter by Year

2002 2023


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