JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
EFFECT OF DUKEM INHIBITOR ON AISI 1010 IN THE SECONDARY COOLING SYSTEM OF RSG GAS
Full text linkThe secondary coolant of RSG GAS is an open system whose components are easy to interact with oxygen from surrounding environment to initiate corrosion. Corrosion controls are usually done by adding inhibitors. Dukem inhibitors are one alternative substitute inhibitor that may be used in the secondary cooling system of RSG GAS. The purpose of this study is to find out the optimum dukem concentration that needs to be added to RSG GAS secondary cooling system and to understand the interaction phenomenon between dukem inhibitors and AISI 1010 material. The analysis of orthophospat content as an active compound in dukem inhibitors is done by FTIR and UV-vis spectrophotometer. The phenomenon of interaction between inhibitors and material is studied by FTIR, SEM and XRD. Corrosion test with potentiostat is performed to assess the optimal concentration of dukem inhibitor which should be added. From the results of FTIR analysis, it is known that the active compounds in dukem inhibitors are ortho-phosphate. The analysis using UV-vis spectrophotometer showed that orthophospat concentration is 4.2 ppm. The SEM analysis demonstrated the presence of an inhibitor layer, which is capable of masking the surface porosity. The AISI 1010 material has better corrosion resistance when inhibitor was injected to the coolant of 150 ppm. The corrosion rate decreased by by 45.20% from 10.95 mpy to 6.02 mpy. The type of dukem inhibitor is mixed type inhibitor. Visually, corrosion product was not formed in the AISI 1010 surface during immersed in the inhibitor solution but it is clearly adhered on surface when immersed in solution added by inhibitors. It can be concluded that dukem inhibitors can be used as inhibitors in RSG GAS secondary cooling systems.Keywords: dukem, inhibitor, corrosion, secondary cooling system, RSG GAS. PENGARUH INHIBITOR DUKEM terhadap proses korosi pada SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG GAS. Sistem pendingin sekunder RSG GAS merupakan sistem pendingin resirkulasi terbuka. Komponen pendingin ini mudah berinteraksi dengan udara luar yang mengandung banyak oksigen sehingga dapat mempercepat proses korosi. Salah satu cara pengendalian korosi adalah dengan penambahan inhibitor. Inhibitor dukem merupakan salah satu alternatif inhibitor pengganti yang dapat di gunakan pada sistem pendingin sekunder. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui konsentrasi penambahan dukem yang optimal ke pendingin sekunder RSG GAS dan untuk mengetahui fenomena interaksi inhibitor dukem terhadap material AISI 1010. Analisis kandungan ortophospat sebagai senyawa aktif pada inhibitor dukem dilakukan dengan FTIR dan spektrofotometer uv-vis. Fenomena interaksi antara inhibitor dengan material di lakukan dengan analisis FTIR, SEM dan XRD. Uji korosi dengan potensiostat akan memberikan informasi konsentrasi optimium inhibitor dukem dan tipe inhibitor yang sebaiknya di gunakan. Dari hasil analisis FTIR diketahui bahwa kandungan senyawa aktif pada inhibitor dukem adalah senyawa orto-phospat. Analisis menggunakan spektrofotometer uv-vis memperoleh kadar ortophospat sebesar 4,2 ppm. Analisis SEM menunjukkan adanya lapisan inhibitor yang mampu menutupi porositas (spheroid) pada permukaan AISI 1010. Analisis XRD menunjukkan adanya komposisi produk korosi oksida FeO(OH) pada permukaan AISI 1010 jika tidak ditambahan inhibitor. Material AISI 1010 mempunyai ketahanan terhadap korosi yang lebih baik ketika inhibitor ditambahkan ke dalam pendingin sebesar 150 ppm. Hal ini terlihat dari penurunan kecepatan laju korosi sebesar 45,20% dari 10,95 mpy menjadi 6,02 mpy. Analisis tafel menunjukkan inhibitor dukem merupakan jenis inhibitor campuran. Secara visual, produk korosi tidak terbentuk pada permukaan AISI 1010 ketika direndam dalam larutan inhibitor sedangkan produk korosi terlihat jelas pada specimen tanpa inhibitor. Dari penelitian ini dapat ditarik kesimpulan bahwa inhibitor dukem dapat digunakan sebagai inhibitor pada sistem pendingin sekunder RSG GAS. Kata Kunci : dukem, inhibitor, korosi, pendingin sekunder, RSG GA
RADIONUCLIDE CHARACTERISTICS OF RDE SPENT FUELS
Full text linkReaktor Daya Eksperimental (RDE) is a 10 MWth pebble-bed High Temperature Gas-cooled Reactor that is planned to be constructed by National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN) in Puspiptek complex, Tangerang Selatan. RDE utilizes low enriched UO2 fuel coated by TRISO layers and loaded into the core by means of multipass loading scheme. Determination of radionuclide characteristics of RDE spent fuel; such as activity, thermal power, neutron and photon release rates; are very important because those characteristics are crucial to be used as a base for evaluating the safety of spent fuel handling system and storage tank. This study is aimed to investigate the radionuclide characteristics of RDE spent fuel at the end of cycle and during the first 5 years cooling time in spent fuel storage. The method used to investigate the radionuclide characteristics is burnup calculation using ORIGEN2.1 code. In performing the ORIGEN2.1 calculation, one pebble fuel was assumed to be irradiated in the core for 5 cycles and then decayed for 5 years. At the end of the fifth cycle, it is obtained that the total activity, thermal power, neutron production, and photon release rates from all radionuclides inside one spent fuel are approximately 105.68 curies, 0.41 watts, 2.65 x 103 neutrons/second, and 1.79 x 104 photons/second, respectively. The results for the radionuclides characteristics during the first 5 years cooling time in the spent fuel storage show that the radioactivity characteristics from all radionuclides are rapidly decreasing at the first year and then slowly decreasing at the second until the fifth year of cooling time. The results obtained in this study can provide data for safety evaluation of fuel handling and spent fuel storage, such as the calculation of sourceterm, radiation dose rate, and the determination of radiation shielding.Keywords: RDE, spent fuel, radionuclide activity, thermal power, neutron production, photon releaserates KARAKTERISTIK RADIONUKLIDA DI DALAM BAHAN BAKAR RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor tipe Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas dengan daya termal 10MW yang akan dibangun oleh BadanTenagaNuklirNasional (BATAN) di kawasanPuspiptek, Tangerang Selatan. RDE menggunakan bahan bakar UO2 yang dilapisi dengan lapisan TRISO dan dimasukkan ke dalam teras RDE menurut skema multipass (5 siklus). Penentuan karakteristik radionuklida di dalam bahan bakar RDE; seperti aktivitas, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton; adalah sangat penting karena informasi karakteristik ini diperlukan sebagai dasar untuk melakukan evaluasi keselamatan system penanganan dan penyimpanan bahan bakar bekas. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis karakteristik radionuklida bahanbakar RDE setelah 5 siklus dan pada 5 tahun pertama pendinginan ditempat penyimpanan bahan bakar bekas. Metode yang digunakan dalam menghitung karakteristik radionuklida adalah menggunakan program ORIGEN2.1. Satu bola bahan bakar RDE diasumsikan diiradiasi selama 5 siklus dan kemudian meluruh selama 5 tahun. Pada akhir siklus, diperoleh hasil aktivitas total, daya termal, laju produksi neutron dan pelepasan foton dari seluruh radionuklida di dalam satu bola bahan bakar RDE sebesar 105,68 curies, 0,41 watts, 2,65 x 103 neutron/detik, dan 1,79 x 104 foton/detik. Hasil untuk karakteristik radionuklida selama 5 tahun penyimpanan menunjukkan bahwa karakteristik radioktivitas radionuklida menurun dengan cepat pada tahun pertama dan kemudian menurun lebih lambat pada tahun kedua hingga tahun kelima. Hasil perhitungan karakteristik radionuklida dari penelitian ini dapat digunakan sebagai basis untuk analisis keselamatan penanganan dan penyimpanan bahan bakarbekas RDE.Kata kunci:RDE, bahan bakar bekas, aktivitas radionuklida, daya termal, produksi neutron, laju foto
VALIDATION OF PWR-FUEL CODE FOR STATIC PARAMETERS IN THE LWR CORE BENCHMARK
Full text linkThe PWR-FUEL code is a multi dimensional, multi group diffusion code with nodal and finite difference methods. The code will be used to calculate the fuel management of PWR reactor core. The result depends on the accuracy of the codes in producing the core effective multiplication factor and power density distribution. The objective of this research is to validate the PWR-FUEL code for those cases. The validation are carried out by benchmarking cores of IAEA-2D, KOERBERG-2D and BIBLIS-2D. The all three cases have different characteristics, thus it will result in a good accuracy benchmarking. The calculation results of effective multiplication factor have a maximum difference of 0.014 %, which is greater than the reference values. For the power peaking factor, the maximum deviation is 1.75 % as compared to the reference values. Those results show that the accuracy of PWR-FUEL in calculating the static parameter of PWR reactor benchmarks are very satisfactory.Keywords: Validation, PWR-FUEL code, static parameter. VALIDASI PROGRAM PWR-FUEL UNTUK PARAMETER STATIK PADA TERAS BENCHMARK LWR. Program PWR-FUEL adalah program difusi multi-dimensi, multi-kelompok dengan metode nodal dan metode beda hingga. Program ini akan digunakan untuk menghitung manajemen bahan bakar teras reaktor PWR. Akurasi manajemen bahan bakar teras PWR tergantung pada akurasi program dalam memprediksi faktor multiplikasi efektif teras dan distribusi rapat daya. Untuk itu dilakukan validasi program PWR-FUEL sebagai tujuan dalam penelitian ini. Validasi PWR-FUEL dilakukan menggunakan teras benchmark IAEA-2D, KOERBERG-2D dan BIBLIS-2D. Ketiga kasus ini mempunyai karaktristik yang berbeda sehingga akan memberikan hasil benchmark yang akurat. Hasil perhitungan faktor multiplikasi efektif terdapat perbedaan maksimum adalah 0,014 % lebih besar dari referensi. Sedangkan untuk perhitungan faktor puncak daya, terdapat perbedaan maksimum 1,75 % dibanding harga referensi. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa akurasi paket program PWR-FUEL dalam menghitung parameter statik benchmark reaktor PWR menunjukkan hasil yang sangat memuaskan.Kata kunci: Validasi, program PWR-FUEL, parameter stati
THE ANALYSIS OF OPTIMAL CRACK RATIO FOR PWR PRESSURE VESSEL CLADDING USING GENETIC ALGORITHM
Full text linkSeveral 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 Geneti
VERIFICATION TO THE RSG-GAS FUEL DISCHARGE BURN-UP USING SRAC2006 MODULE OF COREBN/HIST
Full text linkFor 30 years operation, some of the modifications to the RSG GAS core has been done, that are changes included the type of fuel from U3O8-Al to U3Si2-Al with the same density 2.96 gU/cc, the loading pattern of standard fuel elements/fuel control elements from 6/1 & 6/2 to 5/1 pattern, and in core fuel management calculation tool has been change from IAFUEL to BATAN-FUEL. To obtain an extension of the operating license for the next 10 years, the RSG-GAS Periodic Safety Assessment Document is need to prepared. According to the Regulatory Body Chairman Regulation No. 2 2015, RSG-GAS safety assessment should be done independently. As part of this assessment the fuel discharge burn-up must be estimated. In this research, to ensure that the misposition of fuel element in the core has not occurred, the investigation to the document operating report related the fuel placement has been done. Therefore, by using 78th to 93rd operation data, verify of the fuel discharge burn-up of the RSG-GAS has been performed by using SRAC2006 module of COREBN/HIST. In addition, the results of these calculations are also made comparative with the operating report data that is calculated by using BATAN-FUEL. Maximum fuel discharge burn-up (57.73% of U-235) was verified still under permissible value determined by the regulatory body (<60% of U-235). Maximum differences value between two computer codes was about 2.12 % of U-235 (3.80%) that is fuel at the B-7 position. Fuel discharge burn-up of RSG-GAS showed almost the same value for each the operation cycle, range of 1.52% of U-235. So it can be concluded that the RSG-GAS core operation over the last ten years was in good fuel management performance, in accordance with the design. BATAN-FUEL has been comformed well enough with COREBN/HIST. Keywords: Discharge Burn-Up, RSG-GAS, COREBN/HIST, BATAN-FUEL Verifikasi Terhadap Burn-Up Buang Bahan Bakar Teras RSG-GAS Menggunakan SRAC2006 Modul COREBN/HIST. Selama 30 tahun beroperasi, RSG-GAS telah mengalami perubahan modifikasi antara lain jenis bahan bakar dari U3O8-Al menjadi U3Si2-Al dengan kerapatan sama 2,96 gU/cc, pola pemuatan bahan bakar standar/elemen kendali dari pola 6/1 & 6/2 menjadi pola 5/1, dan alat perhitungan manajemen bahan bakar IAFUEL dengan BATAN-FUEL. Untuk memperoleh perpanjangan ijin operasi selama 10 tahun ke depan, maka perlu disiapkan dokumen Penilaian Keselamatan Berkala RSG-GAS. Berdasarkan PerKa BAPETEN No. 2 Tahun 2015, maka penilaian keselamatan RSG-GAS harus dilakukan secara independen. Salah satu parameter yang perlu diverifikasi adalah nilai bahan bakar buang. Dalam penelitian ini, dilakukan investigasi terhadap dokumen Laporan Operasi untuk memastikan bahwa tidak terjadi kesalahan penempatan bahan bakar. Selanjutnya, berdasarkan data siklus operasi teras ke 78 sampai dengan 93, dilakukan verifikasi nilai burn-up buang bahan bakar RSG-GAS dengan menggunakan SRAC2006 modul COREBN/HIST. Selain itu, hasil perhitungan tersebut juga dilakukan komparasi dengan data laporan operasi yaitu data hasil perhitungan menggunakan BATAN–FUEL. Fraksi bakar buang bahan bakar terbesar (57,73% U-235) terverivikasi masih di bawah nilai limit yang ditetapkan oleh badan pengawas (<60% U-235). Perbedaan hasil perhitungan terbesar kedua program computer sebesar 2,12% U-235 (3,80%) yaitu pada posisi B-7. Fluktuasi burn-up buang bahan bakar menunjukkan nilai yang hampir sama untuk tiap-tiap siklus operasi, jarak (range) sebesar 1,52% U-235. Sehingga dapat disimpulkan bahwa operasi teras RSG-GAS selama sepuluh tahun terakhir menunjukkan performa manajemen bahan bakar yang baik, sesuai desain. BATAN-FUEL telah terkonfirmasi cukup baik dengan COREBN/HIST. Kata kunci: Burn-up buang, RSG-GAS, COREBN/HIST, BATAN-FUE
THE THERMOHYDRAULIC ANALYSIS OF THE BANDUNG RESEARCH REACTOR CORE WITH PLATE TYPE FUEL ELEMENTS USING THE CFD CODE
Full text linkDue to TRIGA fuel elements are no longer produced by General Atomic, it is necessary to find a solution so that the Bandung TRIGA 2000 reactor can still be operated. One solution is to replace the type of fuel elements. Study on using the MTR plate type fuel elements as used in RSG-GAS Serpong has been done for the Bandung TRIGA 2000. Based on the results of the study using CFD computer program, it is found that Bandung TRIGA 2000 with plate type fuel elements cannot be operated up to 2000 kW power by natural convection cooling mode. Therefore, the reactor must be cooled by forced convection. The analysis using forced convection showed that for cooling flow rate of 50 kg/s and various temperatures of 35oC, 35.5 oC and 36 oC, the surface temperature of the fuel element is between 110.37 oC and 111.27 oC. Meanwhile, the cooling water temperature in the corresponding position is between 61.03 oC and 61.95 oC. In this operation condition, the surface temperatures of fuel elements can approach the saturation temperature and nucleat boiling started to occur. Hence, the use of cooling flow rate entering core less than 50 kg/s should be avoided. The surface temperature of fuel elements decreased under saturation temperature if cooling flow rate is greater than 65 kg/s. The surface temperature of fuel elements is achieved at 96.65 oC and coolant temperature in the corresponding position was 54.38 oC. Keywords: Bandung research reactor, plate type fuel element, thermohydraulic, CFD code ANALISIS TERMOHIDROLIK TERAS REAKTOR RISET BANDUNG BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN PROGRAM CFD. Mengingat tidak diproduksinya lagi elemen bakar TRIGA oleh General Atomic, maka perlu diusahakan suatu solusi agar reaktor TRIGA 2000 Bandung dapat tetap beroperasi. Salah satu solusi adalah dengan melakukan penggantian tipe elemen bakar. Pada studi ini telah dianalisis penggunaan elemen bakar tipe pelat yang sejenis dengan yang digunakan di RSG-GAS Serpong, untuk digunakankan pada teras reaktor TRIGA 2000 Bandung. Berdasarkan hasil penelitian yang telah dilakukan dengan menggunakan program komputer CFD, diketahui bahwa reaktor TRIGA berelemen bakar tipe pelat tidak dapat dioperasikan pada daya 2000 kW dengan menggunakan moda pendinginan konveksi alamiah seperti yang digunakan saat ini. Untuk kondisi ini, pendinginan dilakukan dengan moda pendinginan konveksi paksa. Hasil analisis konveksi paksa menunjukkan bahwa dengan menggunakan laju alir pendingin pompa 50 kg/s dan variasi temperatur pada 35 oC, 35,5 oC dan 36 oC, diperoleh temperatur permukaan pelat elemen bakar antara 110,37 oC – 111,27 oC dan temperatur pendinginnya pada posisi terkait antara 61,03 oC – 61,95 oC. Temperatur permukaan pelat elemen bakar ini mendekati temperatur saturasi dan tentunya telah mulai terjadi pendidihan inti, sehingga penggunaan laju alir pendingin masuk teras reaktor kurang dari 50 kg/s perlu dihindari. Temperatur permukaan pelat elemen bakar mulai menurun menjauhi temperatur saturasi jika digunakan laju alir pendingin lebih besar dari 65 kg/s, dengan temperatur permukaan pelat elemen bakar 96,65 oC dan temperatur pendinginnya pada posisi terkait 54,38 oC.Kata kunci: Reaktor riset Bandung, elemen bakar tipe pelat, termohidrolik, program CF
CARBON DUST IN PRIMARY COOLANT OF RDE: ITS PROBLEM AND SOLUTION
Full text linkThere are two kinds of impurities in primary coolant of Reaktor Daya Eksperimental (RDE) i.e. gaseous and particulate impurities. Carbon dust as a particulate impurity is generated from abrasion of pebble friction in the core and friction between pebble and refueling pipelines. Due to negative impact to the system, structure and component (SCC), therefore carbon dust must be removed from primary coolant. This paper discusses the carbon dust removal in RDE. The objected of the research is to analyze the helium purification system (HPS) capability of removing carbon dust through particle size distribution analysis. The carbon dust size particle varies from 0.1 µm up to 10 µm regarding to the experiences of high temperature gas cooled reactor (HTGR) operation. Three models have been made by using ChemCAD. First model was using single filter, second model was using 2 filters in series and the last one was using both double filters in series and cyclone. The dust removal total efficiency of first model is 88.70 %, the second model is 98.10% and the last one is 98.89%. The highest efficiency of 98.98 % was achieved in the model that used both double filters and cyclone. The cyclone should be installed in HPS of RDE if there are coarse carbon dust particle, which was found in the primary coolant to increase its dust removal capability.Keywords: Carbon dust problem, primary coolant, particle size distribution, RDE DEBU KARBON PADA PENDINGIN PRIMER RDE: PERMASALAHAN DAN SOLUSINYA. Ada dua jenis pengotor pada pendingin primer RDE yaitu pengotor berbentuk gas dan partikel padat. Debu karbon adalah salah satu pengotor berbentuk partikel padat. Debu ini dihasilkan dari gesekan antara bahan bakar di teras dan gesekan antara bahan bakar dengan pipa pengisian bahan bakar. Karena berdampak negatif terhadap sistem, struktur dan komponen (SSK), maka debu karbon tersebut harus dibersihkan dari pendingin primer. Makalah ini membahas proses pembersihan debu karbon pada pendingin RDE. Tujuan penelitian ini adalah untuk memahami kemampuan sistem pemurnian helium (SPH) dari RDE dalam menghilangkan debu karbon melalui analisis distribusi ukuran partikel. Ukuran distribusi debu karbon divariasikan dari 0,1 µm sampai dengan 10 µm berdasarkan pengalaman operasi HTGR. Tiga model telah dibuat menggunakan perangkat lunak ChemCAD. Model pertama menggunakan filter tunggal, model kedua menggunakan 2 filter yang disusun secara serial dan yang ketiga adalah model menggunakan 2 filter dan cyclone. Efisiensi total pembersihan debu karbon dari model yang pertama 88,70 %, model yang kedua adalah 98,10% and model yang terakhir adalah 98,89%. Efisiensi pembersihan debu karbon tertinggi yaitu 98,98% diperoleh pada model yang menggunakan 2 filter dan cyclone. Untuk meningkatkan kemampuan pembersihan debu karbon, desain SPH RDE perlu ditambahkan cyclone jika ditemukan partikel debu karbon kasar pada saat beroperasi.Kata kunci: permasalahan debu karbon, pendingin primer RDE, distribusi ukuran partike
NEUTRON AND GAMMA SPECTRUM ANALYSIS OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)
Full text linkMCNPX was used to design a three-dimensional model of Kartini Research Reactor (KRR) as a neutron source and performed criticality calculation. The criticality calculation of the reactor aims to obtain the neutron and gamma spectrum by simulating the fission reaction inside the reactor core. Total source histories were 105 per cycle, when the number of cycle for criticality calcutation was 1000 cycles with 60 skipped cycles. The reactor criticality according to the simulation result is 1.00179±0.00007. The total neutron flux on ring A, B, C, D, E and F inside the reactor core are respectively 6.553×1011 n/cm2s, 4.53×1012 n/cm2s, 4.167×1012 n/cm2s, 3.751×1012 n/cm2s, 2.914×1012 n/cm2s and 3.107×1012 n/cm2s. The total gamma flux is 6.956×1011 particles/cm2s, 4.838×1012 particles/cm2s, 4.398×1012 particles/cm2s, 3.962×1012 particles/cm2s, 2.953×1012 particles/cm2s and 2.013×1012 particles/cm2s, respectively for each ring. Thermal neutron fluxes recorded on the base of radial piercing beamport were 4.678×1010 n/cm2s, with the epithermal neutron flux of 5.37×109 n/cm2s and fast neutron flux of 4.17×1010 n/cm2s. The gamma flux on that side reaches 4.22×1012 particles/cm2s. On the 92-cm-ranges from the base inside radial piercing beamport, both neutron and gamma flux decrease up to 5.11×108 n/cm2s for thermal neutron flux, 4.598×106 n/cm2s for epithermal neutron flux, 2.55×107 n/cm2s for fast neutron flux and 8.214×1010 particles/cm2s for gamma flux. In conclusion, the spectrum yield from this study can be use to define the source spectrum of the simulations and optimations prior to BNCT pre-clinical trial (in vivo/in vitro test) use KRR radial piercing beamport.Keywords: BNCT, radial piercing beamport, Kartini Research Reactor, neutron spectrum, gamma spectrum ANALISIS SPEKTRUM NEUTRON DAN GAMMA UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) DI REAKTOR KARTINI. MCNPX telah digunakan untuk memodelkan bentuk 3 dimensi dari Reaktor Kartini sebagai sumber neutron dan melakukan perhitungan kekritisan. Perhitungan kekritisan reaktor bertujuan untuk mendapatkan spektrum neutron dan gamma dengan mensimulasikan reaksi fisi yang terjadi di dalam inti reaktor. Jumlah source histories adalah 105 per iterasi, dimana banyaknya iterasi yang dilakukan dalam perhitungan kritikalisasi adalah 1000 iterasi dengan jumlah iterasi yang dilewatkan adalah 60 iterasi. Nilai kekritisan reaktor sesuai dengan hasil simulasi adalah 1,00179±0,00007. Fluks neutron total pada ring A, B, C, D, E and F di dalam inti reaktor masing-masing adalah 6,553×1011 n/cm2s, 4,53×1012 n/cm2s, 4,167×1012 n/cm2s, 3,751×1012 n/cm2s, 2,914×1012 n/cm2s and 3,107×1012 n/cm2s. Total fluks gamma adalah 6,956×1011 partikel/cm2s, 4,838×1012 partikel/cm2s, 4,398×1012 partikel/cm2s, 3,962×1012 partikel/cm2s, 2,953×1012 partikel/cm2s dan 2,013×1012 partikel/cm2s, masing-masing untuk tiap ring. Fluks neutron termal hasil perekaman pada pangkal beamport tembus radial adalah 4,678×1010 n/cm2s, dengan fluks neutron epitermal sebesar 5,37×109 n/cm2s dan fluks neutron cepat sebesar of 4,17×1010 n/cm2s. Fluks gamma pada bagian tersebut mencapai 4,22×1012 partikel/cm2s. pada jarak 92 cm dari pangkal beamport tembus radial, fluks neutron dan gamma turun mencapai 5,11×108 n/cm2s untuk fluks neutron termal, 4,598×106 n/cm2s untuk fluks neutron epitermal, 2,55×107 n/cm2s untuk fluks neutron cepat dan 8,214×1010 partikel/cm2s untuk fluks gamma. Kesimpulannya, spektrum yang dihasilkan pada studi kali ini dapat digunakan untuk mendefinisikan sumber dalam simulasi dan optimasi terutama untuk keperluan uji pre-klinis (uji in vivo/ in vitro) BNCT menggunakan beamport tembus radial Reaktor Kartini. Kata kunci: BNCT, beamport tembus radial, Reaktor Kartini, spektrum neutron, spektrum gamm
DETERMINATION OF MAINTENANCE PRIORITY INDEX (MPI) FOR COMPONENTS ON RSG-GAS SAFETY SYSTEM
Full text linkReliability management is an activity to ensure no failure of all equipment when operated. Reliability management can be optimized to minimize costs or eliminate failures and causes. Critical equipment is the condition of a potentially damaging component affecting the operational reliability of the system. The criticality level of each equipment determines its impact on the operating system and the direction of maintenance improvement. The research was conducted on the main system/component of the operating system and performed at the level of reliability improvement. The purpose of this research is to prioritize the reliability of systems and equipment for safety systems using System & Equipment Reliability Prioritization (SERP). Determination of component criticality level on reliability management based on category rankings of frequency data and duration of interference with certain criteria as well as system aspects, safety, quality and cost. From the evaluation results it can be concluded that the MPI of the RSG-GAS system/ component for the top 5 if sorted are KBE01 AP-01-02, PA01-02 / CR001, KBE02 AA-01/ AA-02, JE-01 (AP01-02 ) and JNA10 / 20/30 BC001 with MPI values 143,101, 95, 90 and 60.Keywords: Maintenance, priority, index, safety system, RSG-GAS PENENTUAN MAINTENANCE PRIORITY INDEX (MPI) UNTUK KOMPONEN PADA SISTEM KESELAMATAN RSG-GAS. Manajemen keandalan merupakan suatu kegiatan untuk menjamin tidak terjadinya suatu kegagalan pada seluruh komponen saat dioperasikan. Dengan manajemen keandalan dapat dilakukan optimasi untuk meminimumkan biaya atau menghilangkan kegagalan dan penyebabnya. komponen kritis merupakan kondisi suatu komponen yang berpotensi mengalami kerusakan yang berpengaruh pada keandalan operasional sistem. Tingkat kekritisan dari setiap komponen menentukan dampaknya terhadap sistem operasi dan arah penyempurnaan pemeliharaan. Penelitian dilakukan pada sistem/komponen yang utama dari sistem operasi dan dilakukan pada level peningkatan keandalan. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan indeks prioritas pemeliharaan (MPI) untuk peringkat keandalan sitem/komponen pada system keselamatan menggunakan metode System & Equipment Reliability Prioritization (SERP). Penentuan tingkat kekritisan komponen pada manajemen keandalan berdasarkan peringkat kategori dari data durasi dan frekuensi gangguan dengan kriteria tertentu serta aspek sistem, keselamatan, kualitas dan biaya. Dari hasil evaluasi dapat disimpulkan bahwa MPI dari sistem/komponen RSG-GAS untuk 5 teratas jika diurutkan adalah: KBE01 AP-01-02, PA01-02 / CR001, KBE02 AA-01 / AA-02, JE-01 (AP01-02) dan JNA10 / 20/30 BC001 dengan nilai MPI berturut turut 143,101, 95, 90 dan 60.Kata kunci: Pemeliharaan, prioritas, indeks, sistem keselamatan, RSG-GA
PRELIMINARY DESIGN OF RDE FEEDWATER PUMP IMPELLER
Full text linkNowadays, pumps are being widely used in the thermal power generation including nuclear power plants. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) is a proposed nuclear reactor concept for the type of nuclear power plant in Indonesia. This RDE has thermal power 10 MWth, and uses a feedwater pump within its steam cycle. The performance of feedwater pump depends on size and geometry of impeller model, such as the number of blades and the blade angle. The purpose of this study is to perform a preliminary design on an impeller of feedwater pump for RDE and to simulate its performance characteristics. The Fortran code is used as an aid in data calculation in order to rapidly compute the blade shape of feedwater pump impeller, particularly for a RDE case. The calculations analyses is solved by utilizing empirical correlations, which are related to size and geometry of a pump impeller model, while performance characteristics analysis is done based on velocity triangle diagram. The effect of leakage, pass through the impeller due to the required clearances between the feedwater pump impeller and the volute channel, is also considered. Comparison between the feedwater pump of HTR-10 and of RDE shows similarity in the trend line of curve shape. These characteristics curves will be very useful for the values prediction of performance of a RDE feedwater pump. Preliminary design of feedwater pump provides the size and geometry of impeller blade model with 5-blades, inlet angle 14.5 degrees, exit angle 25 degrees, inside diameter 81.3 mm, exit diameter 275.2 mm, thickness 4.7 mm, and height 14.1 mm. In addition, the optimal values of performance characteristics were obtained when flow capacity was 4.8 kg/s, fluid head was 29.1 m, shaft mechanical power was 2.64 kW, and efficiency was 52 % at rotational speed 1750 rpm.Keywords: Blade, impeller, pump, RDEDESAIN AWAL IMPELER POMPA AIR UMPAN RDE. Saat ini, pompa digunakan secara luas dalam pembangkit tenaga termal termasuk pembangkit listrik tenaga nuklir. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) merupakan konsep reaktor nuklir yang diusulkan untuk tipe PLTN di Indonesia. RDE ini memiliki daya termal 10 MWth, dan menggunakan pompa air umpan dalam siklus uapnya. Kinerja pompa air umpan bergantung pada ukuran dan geometri model impeller, seperti jumlah sudu dan sudut sudu. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk membuat rancangan awal impeller pompa air umpan untuk RDE dan untuk mensimulasikan karakteristik kinerjanya. Kode Fortran digunakan sebagai bantuan dalam penghitungan data untuk untuk mengkalkulasi secara cepat bentuk sudu impeller pompa air umpan, terutama pada kasus RDE. Analisis perhitungan dipecahkan menggunakan korelasi empiris yang terkait dengan ukuran dan geometri model impeller pompa, sedangkan analisis karakteristik kinerja dilakukan berdasarkan diagram segitiga kecepatan. Pengaruh bocoran, melalui impeler akibat celah yang diperlukan antara impeller pompa air umpan dan saluran volute, juga dipertimbangkan. Perbandingan antara pompa air umpan HTR-10 dan RDE menunjukkan kemiripan dalam garis tren bentuk kurva. Kurva karakteristik ini akan sangat berguna untuk perkiraan nilai kinerja pompa air umpan RDE. Desain awal pompa air umpan memberikan ukuran dan geometri model sudu impeller dengan 5-sudu, sudut masuk 14,5 derajat, sudut keluar 25 derajat, diameter dalam 81,3 mm, diameter luar 275,2 mm, ketebalan 4,7 mm, dan tinggi 14,1 mm. Selain itu, nilai optimal karakteristik kinerja diperoleh ketika kapasitas aliran 4,8 kg/s, head fluida 29,1 m, tenaga mekanik poros 2,64 kW, dan efisiensi 52 % pada kecepatan putaran 1750 rpm.Kata kunci: Sudu, impeler, pompa, RD