JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
IMPLEMENTATION OF MISSING VALUES HANDLING METHOD FOR EVALUATING THE SYSTEM/COMPONENT MAINTENANCE HISTORICAL DATA
Full text linkMissing values are problems in data evaluation. Missing values analysis can resolve the problem of incomplete data that is not stored properly. The missing data can reduce the precision of calculation, since the amount of information is incomplete. The purpose of this study is to implement missing values handling method for systems/components maintenance historical data evaluation in RSG GAS. Statistical methods, such as listwise deletion and mean substitution, and machine learning (KNNI), were used to determine the missing data that correspond to the systems/components maintenance historical data. Mean substitution and KNNI methods were chosen since those methods do not require the formation of predictive models for each item which is experiencing missing data. Implementation of missing data analysis on systems/components maintenance data using KNNI method results in the smallest RMSE value. The result shows that KNNI method is the best method to handle missing value compared with listwise deletion or mean substitution.Keywords: missing value, data evaluation, alghorithm, implementation IMPLEMENTASI METODE PENANGANAN DATA HILANG UNTUK MENGEVALUASI DATA SEJARAH PERAWATAN SISTEM/KOMPONEN. Data hilang merupakan masalah dalam melakukan evaluasi data. Analisis data hilang dapat menyelesaikan permasalahan ketidaklengkapan data yang tidak tersimpan dengan baik. Data yang hilang akan memperkecil presisi dari perhitungan, dikarenakan jumlah informasi yang tidak lengkap. Tujuan dari penelitian ini adalah implementasi metode penanganan data hilang untuk evaluasi data sejarah perawatan sistem/komponen RSG GAS. Metodologi yang digunakan untuk menentukan data hilang yang berhubungan dengan data sejarah perawatan sistem/komponen adalah statistics, listwise deletion dan mean substitution, dan machine learning (KNNI). Metode mean substitution dan KNNI dipilih karena metode ini tidak memerlukan informasi untuk pembentukan model prediksi untuk setiap item yang mengandung data hilang. Implementasi analisis data hilang pada data perawatan sistem/komponen menggunakan metode KNNI menghasilkan nilai RMSE terkecil. Hasil ini menunjukan bahwa metode KNNI merupakan metode terbaik untuk menangani data hilang dibanding dengan listwise deletion atau mean substitution.Kata kunci: data hilang, evaluasi data, algoritma, implementas
IRRADIATION CHARACTERISTIC OF NATURAL UO2 PIN PHWR TARGET AT PRTF OF RSG – GAS CORE
Full text linkThe RSG-GAS reactor has a facility for irradiation of the fuel pin of nuclear power reactor, namely Power Ramp Test Facility (PRTF). The in-house fabrication PWR fuel pin has prepared for irradiations in the PRTF facility, currently, while the various enrichments of uranium are analyzed using the analytical tool. In the next step, it is planned to perform an irradiation of PHWR fuel pin sample of natural UO2 in the facility. Before irradiation in the core, it should be analyzed by using the analytical tool. The objectives of this paper are to optimize irradiation time based on the burn-up, the generated linear power and the neutron flux level at the target. The 3-dimension calculations have been carried out by using the CITATION code in the SRAC2006 code system. Since the coolant of the reactor is H2O, the effect of moderators in the pressurized tube, H2O and D2O, were analyzed, as well as pellet radius and moderator densities. The calculation results show that the higher linear power as irradiation time longer is occurred preferably in the D2O moderator than in H2O. For the D2O moderator, the higher pressure affects the lower density and longer irradiation time. The maximum irradiation time for natural UO2 fuel pin with the pressurized D2O moderator is about 9.5×104 h, with the linear power of 700 W/cm. During irradiation, neutronic parameters of the core such as excess reactivity and ppf show a very small change, still far below design value.Keywords: PHWR, Neutron Flux, Thermal Power, PRTF, RSG-GAS KARAKTERISTIK IRADIASI TARGET PIN PHWR UO2 ALAM PADA PRTF TERAS RSG – GAS. Teras RSG-GAS dilengkapi dengan fasilitas untuk uji iradiasi bahan bakar nuklir atau disebut dengan Power Ramp Test Fasility (PRTF). Saat ini sedang dilpersiapkan untuk dilakukan uji sample pin bahan bakar PWR pada fasilitas PRTF. Analisis terhadap uji iradiasi sample pellet UO2 dengan berbagai pengkayaan telah dilakukan menggunakan paket program komputer. Dimasa yang akan datang, uji iradiasi pin bahan bakar PHWR UO2 alam juga sedang dalam perencanaan. Sebelum diiradiasi di dalam teras, maka terlebih dahulu harus dilakukan analisis dengan menggunakan paket program komputer. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi pin bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron. Perhitungan teras RSG-GAS dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION dalam bentuk geometri 3 dimensi. Analisis dilakukan terhadap pengaruh penggunaan jenis moderator pada tabung tekan iradiasi (H2O dan D2O), perubahan ukuran pelllet UO2 dan perubahan besarnya densitas moderator D2O. Dari analisis hasil perhitungan diketahui bahwa semakin lama waktu iradiasi akan menghasilkan daya termal yang semakin besar jika menggunakan moderator D2O dibandingkan H2O. Semakin tinggi tekanan atau semakin kecil densitas moderator, maka akan menghasilkan daya termal yang semakin besar seiring bertambah lamanya waktu iradiasi. Batas maksimal waktu iradiasi untuk pin bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 9,5×104 jam, dengan batasan daya linier desain kemampuan peralatan, 700 W/cm. Selama iradiasi, nilai parameter neutronik teras reaktor seperti reaktivitas lebih dan ppf hanya menunjukkan perubahan yang sangat kecil, masih jauh dibawah batas yang ditetapkan dalam desain.Kata kunci: PHWR, Fluks Neutron, Daya Termal, PRTF, RSG-GA
PREDICTION OF FUEL TEMPERATURE OF AP1000 DUE TO THE FORMATION OF CRUD AND OXIDE LAYER
Full text linkAn analysis to predict the fuel temperature due to crud and oxide layer formed on the hot sub-channel cladding surface of AP1000 reactor has been performed. During reactor operation, the heat transfer and cooling process occur on the fuel cladding surface. During the heat exposure process, an oxide layer and crud are formed on the cladding surface. The decrease of heat transfer performance will increase the fuel and cladding temperatures. Therefore, the effect of fuel temperature increase during the heat exposure process has to be analyzed. The analysis was conducted for nominal power of 3400 MWt using COBRA-EN code, by varying the modular oxide thickness of 0, 20, 40, 60, 80, 100 and 120 mm, crud thickness of 0, 10 and 20 mm and black oxide thickness of 0, 10, 20, 30 and 40 mm. For full cycle hot sub-channel condition, the combination of crud thickness of 20 mm and modular oxide thickness of 115 mm give prediction of the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature of 1870.73°C and 609.40°C, respectively. However, the oxide layer is predicted only formed on hot sub-channel during BOC (about 40% of full cycle). The results show that the prediction of the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature are 1713.18°C and 451.87°C, respectively. Compared to the normal and fresh fuel conditions, the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature increase by 6.53% and 29.86%, respectively.Keywords: Fuel temperature, Crud, Oxide layer, COBRA-EN, AP1000 PREDIKSI TEMPERATUR BAHAN BAKAR AP1000 AKIBAT ADANYA BENTUKAN ENDAPAN DAN LAPISAN OKSIDA. Telah dilakukan penelitian untuk memprediksi temperatur bahan bakar akibat terbentuknya endapan dan lapisan oksida pada permukaan kelongsong sub kanal panas dari reaktor AP1000. Selama operasi reaktor, proses pemindahan kalor and pendinginan terjadi pada permukaan kelongsong. Selama proses pemaparan kalor, endapan dan lapisan oksida terbentuk pada permukaan kelongsong. Berkurangnya pemindahan kalor akan berakibat pada kenaikan temperatur bahan bakar dan kelongsong. Oleh karena itu, dampak kenaikan temperatur bahan bakar selama proses pemaparan kalor perlu dianalisis. Analisis dilakukan pada kondisi daya nominal sebesar 3400 MWt dengan menggunakan kode COBRA-EN, untuk variasi tebal lapisan oksida modular 0, 20, 40, 60, 80, 100 dan 120 mm, variasi tebal endapan 0, 10 dan 20 mm, dan variasi tebal lapisan oksida hitam 0, 10, 20, 30 dan 40 mm. Untuk kondisi sub kanal panas selama siklus penuh, kombinasi tebal 20 mm dan tebal lapisan oksida modular 115 mm memberikan prediksi temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong masing-masing sebesar 1870,73°C dan 609,40°C. Akan tetapi, lapisan oksida diprediksi hanya terjadi pada sub kanal panas selama awal siklus (sekitar 40% waktu satu siklus penuh). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa prediksi temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong masing-masing sebesar 1713,18°C dan 609,40°C. Dibandingkan dengan temperatur bahan bakar pada kondisi segar dan normal, maka temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong mengalami kenaikan masing-masing sebesar 6,53% dan 29,86%. Kata kunci: Temperatur bahan bakar, endapan, lapisan oksida, COBRA-EN, AP1000
ANALYSIS OF REACTIVITY COEFFICIENT CHANGE DUE TO BURN UP IN AP1000 REACTOR CORE USING NODAL3
Full text linkOne of the important things in reactor safety is the value of inherent safety parameter namely reactivity coefficient. These inherent safety parameters are fuel and moderator temperature coefficients of reactivity. The objective of the study is to obtain the change of those reactivity coefficients as a function of fuel burn up during the cycle operation of AP 1000 reactor core. Fuel and moderator temperature coefficients of reactivity and in addition moderator density coefficient of reactivity were calculated using SRAC 2006 and NODAL3 computer codes. Cross section generation of all core material was done by SRAC 2006 Code. The calculation of core reactivity as a function of temperature and burn up were carried out using NODAL3 Code. The results show that all reactivity coefficients of AP 1000 reactor core are always negative during the operation cycles and the values are in a good agreement to the design. It can be concluded that the AP 1000 core has a good inherent safety of its fuelKeywords: reactivity coefficient, burn up, AP1000, NODAL3. ANALISIS PERUBAHAN KOEFISIEN REAKTIVITAS AKIBAT FRAKSI BAKAR TERAS REAKTOR AP1000 MENGGUNAKAN NODAL3. Salah satu hal yang sangat penting dalam analisis kecelakaan pada reactor daya adalah koefisien reaktivitas untuk mengontrol daya reaktor. Penelitian ini bertujuan menentukan koefisien reaktivitas akibat perubahan fraksi bakar pada reaktor AP1000. Koefisien reaktivitas yang akan dihitung adalah koefisien reaktivitas bahan bakar dan moderator yang sering disebut inherent factor. Selain itu juga akan dihitung koefisien konsentrasi boron dan kerapatan moderator. Semua koefisien reaktivitas ini dihitung saat terjadi perubahan fraksi bakar untuk mempertimbangkan produk fisi dan konsumsi bahan bakar. Perhitungan neutronik teras reactor disimulasi dengan menggunakan program SRAC2006 dan NODAL3. Perhitungan tampang lintang seluruh perangkat bahan bakar dan batang kendali reaktor AP1000 dilakukan dengan program SRAC2006. Perhitungan parameter neutronik sebagai fungsi temperature dan fraksi bakar dilakukan menggunakan program NODAL3. Perhitungan koefisien reaktivitas ditentukan berdasarkan perbedaan nilai reaktivitas. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa koefisien reaktivitas teras reaktor AP 1000 selalu berharga negative untuk sepanjang siklus operasinya dan mendekati harga desain. Kesimpulan yang dapat ditarik adalah bahwa teras AP 10000 mempunyai keselamatan melekat yang baik.Kata kunci: koefisien reaktivitas, fraksi bakar, AP 1000, NODAL3
PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING RELAP5/SCDAP CODE
Full text linkA postulated loss of coolant accident (LOCA) shall be analyzed to assure the safety of a research reactor. The analysis of such accident could be performed using best estimate thermal-hydraulic codes, such as RELAP5. This study focuses on analysis of LOCA in TRIGA-2000 due to pipe and beam tube break. The objective is to understand the effect of break size and the actuating time of the emergency core cooling system (ECCS) on the accident consequences and to assess the safety of the reactor. The analysis is performed using RELAP/SCDAPSIM codes. Three different break size and actuating time were studied. The results confirmed that the larger break size, the faster coolant blow down. But, the siphon break holes could prevent the core from risk of dry out due to siphoning effect in case of pipe break. In case of beam tube rupture, the ECCS is able to delay the fuel temperature increased where the late actuation of the ECCS could delay longer. It could be concluded that the safety of the reactor is kept during LOCA throughout the duration time studied. However, to assure the integrity of the fuel for the long term, the cooling system after ECCS last should be considered. Keywords: safety analysis, LOCA, TRIGA, RELAP5 STUDI PARAMETRIK LOCA DI TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP5/SCDAP. Kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) harus dianalisis untuk menjamin keselamatan suatu reaktor riset. Analisis LOCA dapat dilakukan menggunakan perhitungan best-estimate seperti RELAP5. Penelitian ini menekankan pada analisis LOCA di TRIGA-2000 akibat pecahnya pipa dan tabung berkas. Tujuan penelitian adalah memahami efek ukuran kebocoran dan waktu aktuasi sistem pendingin teras darurat (ECCS) pada sekuensi kejadian dan mengkaji keselamatan reaktor. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan RELAP/SCDAPSIM. Tiga ukuran kebocoran dan waktu aktuasi ECCS berbeda dipilih sebagai parameter dalam studi ini. Hasil perhitungan mengonfirmasi bahwa semakin besar ukuran kebocoran, semakin cepat pengosongan tangki reaktor. Lubang siphon breaker dapat mencegah air terkuras dalam hal kebocoran pada pipa. Sedang dalam hal kebocoran pada beam tube, ECCS mampu memperlambat kenaikan temperatur bahan bakar. Dari studi ini dapat disimpulkan bahwa keselamatan reaktor dapat terjaga pada kejadian LOCA, namun pendinginan jangka panjang perlu dipertimbangkan untuk menjaga integritas bahan bakar.Kata kunci: analisis keselamatan, LOCA, TRIGA, RELAP
NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION
Full text linkA number of Small Modular Reactor designs have been developed by several countries and mostly each comes with specific innovative improvements. One of them is NuScale reactor which implements a steel, small size immersed-in-pool containment system. This new approach derives new challenges as the control for temperature and pressure inside the containment is conducted without any active system. Passive heat transfer and condensation is important parameter that needs to be investigated for this kind of containment design. Hence, this work examines the condensation, pressure and the effect of pool temperature on the capability of the containment to remove heat and maintain integrity passively. The work is performed using numerical simulation by modeling the reactor into RELAP5 code. The calculation result shows that during depressurization, the maximum pressure limit of 5.5 MPa is not exceeded. Besides, the containment design provides enough capability to transfer heat from the containment to the water pool passively. This work also investigates sensitivity analysis of pool temperature which shows that for the increase of about 17 oC, the heat removal from the containment to water pool is only slightly affected with value less than 3 percent.Keywords: Containment, Condensation, RELAP5, NuScale, Depresurization STUDI NUMERIK PROSES KONDENSASI PADA SISTEM PENGUNGKUNG TERENDAM UNTUK SMR SAAT DEPRESURISASI TAK TERKENDALI. Sejumlah disain reaktor modular daya kecil (SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya masing masing reaktor tersebut memiliki inovasi tersendiri. Salah satunya adalah reaktor NuScale yang menggunakan sistem penggungkung ukuran kecil berbahan logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan baru ini memunculkan tantangan baru karena pengendalian temperatur dan tekanan dalam pengungkung dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini. Oleh karena itu, penelitian ini akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya. Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui. Selain itu, disain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor secara pasif. Penelitian ini juga melakukan analisis sensitivitas temperatur kolam reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam sebesar 17 oC, pemindahan panas dari pengungkung ke kolam hanya sedikit terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.Kata kunci : Pengungkung, Kondensasi, RELAP5, NuScale, Depresurisas
DESIGN ANALYSIS ON OPERATING PARAMETER OF OUTLET TEMPERATURE AND VOID FRACTION IN RDE STEAM GENERATOR
Full text linkHTGR is one of the next generation reactor types. HTGR is currently considered as one of the leading reactors for the future nuclear power plant. The steam generator is one of the main components in HTGR as well as in RDE. In the steam generator, the heat is transferred by high temperature helium gas in the shell side to water in the tube side to generate the superheated steam. the purpose of this work is to design the operating parameter of outlet temperature and void fraction of steam based on feed water mass flow rate and inlet temperature variations in RDE steam generator. In this work, the Chemcad program was used. Both inlet and outlet temperature of helium gas have been set up as boundary conditions. The result shows that using the mass flow rate of 4.3 kg/s - 4.8 kg/s and water inlet temperature of 110 oC - 160 oC, the superheated steam outlet temperature (void fraction = 1.0) is obtained in the range of 275.5 oC – 600 oC.This analysis is beneficial to assess 10 MW RDE design especially in the steam generator system operating parameters.Keywords: outlet temperature, void fraction, superheated steam, RDE steam generator ANALISIS DESAIN PARAMETER OPERASI UNTUK TEMPERATUR KELUARAN DAN FRAKSI UAP PADA PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor daya HTGR adalah salah satu tipe reaktor generasi lanjut. HTGR saat ini merupakan desain reaktor yang dipertimbangkan untuk pembangkit listrik unggulan dimasa mendatang. Pembangkit uap merupakan salah satu komponen utama pada HTGR begitu pula pada RDE. Di dalam pembangkit uap, panas dari gas helium temperatur tinggi pada sisi shell di transfer ke air pada sisi tube pembangkit uap untuk menghasilkan uap lewat jenuh. Tujuan analisis ini adalah mendesain parameter operasi terhadap temperatur keluaran dan fraksi uap berdasarkan variasi laju alir massa air umpan dan temperatur masuk pada RDE. Dalam analisis digunakan program Chemcad, temperatur gas helium masuk dan keluar ditentukan sebagai kondisi batas. Hasil menunjukkan bahwa dengan menggunakan laju alir massa 4,3 kg/detik - 4,8 kg/detik dan temperatur masukan air umpan dari 110 oC -160 oC dapat diperoleh uap lewat jenuh (fraksi uap= 1,0) pada temperatur keluaran dalam rentang 275,5 oC - 600 oC. Analisis ini berguna untuk memberikan kajian desain RDE 10 MW khususnya parameter operasi sistem pembangkit uap.Kata-kata kunci: temperatur keluaran, fraksi uap, uap lewat jenuh, pembangkit uap RDE
CRITICALITY ANALYSIS OF URANIUM STORAGE FACILITY WITH FORMATION RACKS
Full text linkUranium materials are needed for the uranium fuel production of research reactors and radioisotope. Before the uranium material is used, it is stored in the storage facility. One of the prerequisites for uranium material storage facilities is that it must be in the sub-critical condition. The purpose of this study is to analyze the criticality condition of uranium material storage facility located in PT. Inuki (Persero) and to ensure that the criticality condition is always in sub-critical state. Criticality analysis was performed using MCNP-5 program to determine the level of criticality of the three uranium material storage facilities at initial conditions and conditions after adding the storage racks. For analysing storage facilities 1 and 2, three scenarios of container on the storage rack formations were considered. Meanwhile, for analysing the storage facility 3, one scenario was considered. The results confirm that all strorages at initial condition and after adding storage racks formation were still in sub-critical condition (k-eff<1). These results are then used as the basis for the uranium materials management. It is also used as a basis for issuing an operational license by the nuclear energy regulatory body (BAPETEN).Keywords : criticality, uranium storage facility, k-eff ANALISIS KRITIKALITAS DI FASILITAS PENYIMPANAN BAHAN URANIUM DENGAN FORMASI PENGATURAN RAK. Bahan uranium dibutuhkan untuk produksi bahan bakar reaktor penelitian dan radioisotop. Bahan uranium sebelum digunakan terlebih dahulu disimpan pada fasilitas penyimpanan. Salah satu prasyarat fasilitas penyimpanan bahan uranium adalah fasilitas tersebut harus dalam kondisi sub-kritis. Bila kondisi kritis terjadi mengakibatkan proses fissi pada bahan uranium tidak terkendali, sehingga akan menimbulkan suhu yang sangat tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisa kondisi kritikalitas dari fasilitas penyimpanan bahan uranium yang berada di PT. INUKI (Persero) untuk menjamin fasilitas tersebut dalam kondisi sub-kritis. Analisis kritikalitas dilakukan menggunakan program MCNP-5 untuk mengetahui tingkat kritikalitas dari tiga fasilitas penyimpanan bahan uranium untuk kondisi awal dan kondisi setelah ditambahkan rak penyimpanan. Untuk fasilitas penyimpanan 1 dan 2 dibuat tiga skenario pengaturan container pada rak penyimpanan, sedangkan pada fasilitas penyimpanan 3 dilakukan 1 skenario. Hasil ini menunjukkan seluruh fasilitas penyimpanan pada kondisi awal dan setelah ditambah rak penyimpanan dalam kondisi sub-kritis (k-eff<1). Hasil tersebut selanjutnya dipergunakan sebagai dasar untuk menyusun manejemen pengelolaan bahan uranium. Selain itu juga digunakan sebagai dasar untuk pembuatan ijin dari badan pengawas (BAPETEN).Kata Kunci : kritikalitas, fasilitas penyimpanan berbahan uranium, k-ef