JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
NEUTRONICS ANALYSIS ON MINI TEST FUEL IN THE RSG-GAS CORE
Get PDFAbstract NEUTRONICS ANALYSIS ON MINI TEST FUEL IN THE RSG-GAS CORE. Research of UMo fuel for research reactor has been developing right now. The fuel of research reactor used is uranium low enrichment with high density. For supporting the development of fuel, an assessment of mini fuel in the RSG-GAS core was performed. The mini fuel are U7Mo-Al and U6Zr-Al with densitis of 7.0gU/cc and 5.2 gU/cc, respectively. The size of both fuel are the same namely 630x70.75x1.30 mm were inserted to the 3 plates of dummy fuel. Before being irradiated in the core, a calculation for safety analysis from neutronics and thermohydrolics aspects were required. However, in this paper will discuss safety analysis of the U7Mo-Al and U6Zr-Al mini fuels from neutronic point of view. The calculation was done using WIMSD-5B and Batan-3DIFF code. The result showed that both of the mini fuels could be irradiated in the RSG-GAS core with burn up less than 70 % within 12 cycles of operation without over limiting the safety margin. Power density of U7Mo-Al mini fuel bigger than U6Zr-Al fuel. Key words: mini fuel, neutronics analysis, reactor core, safety analysis Abstrak ANALISIS NEUTRONIK ELEMEN BAKAR UJI MINI DI TERAS RSG-GAS. Penelitian tentang bahan bakar UMo untuk reaktor riset terus berkembang saat ini. Bahan bakar reaktor riset yang digunakan adalah uranium pengkayaan rendah namun densitas tinggi. Untuk mendukung pengembangan bahan bakar dilakukan uji elemen bakar mini di teras reakror RSG-GAS dengan tujuan menentukan jumlah siklus di dalam teras sehingga tercapai fraksi bakar maksimum. Bahan bakar yang diuji adalah U7Mo-Al dengan densitas 7,0 gU/cc dan U6Zr-Al densitas 5,2 gU/cc. Ukuran kedua bahan bakar uji tersebut adalah sama 630x70,75x1,30 mm dimasukkan masing masing kedalam 3 pelat dummy bahan bakar. Sebelum diiradiasi ke dalam teras reaktor maka perlu dilakukan perhitungan keselamatan baik secara neutronik maupun termohidrolik. Dalam makalah ini akan dibahas analisis keselamatan uji bahan bakar mini U7Mo-Al dan U6Zr-Al ditinjau dari segi neutronik. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program komputer WIMSD-5B dan Batan-3DIFF. Hasil analisis menunjukkan bahwa kedua bahan bakar uji dapat diiradiasi dengan derajat bakar < 70 % selama 12 siklus operasi tanpa melampaui batas keselamatan neutronik. Kerapatan panas bahan bakar uji U7Mo-Al lebih besar dari bahan bakar U6Zr-Al. Kata kunci: Bahan bakar mini, analisis neutronik, teras reaktor, analisis keselamata
CIRCUMFERENTIAL INHOMOGENITY ANALYSIS IN G.A. SIWABESSY REACTOR’S PRIMARY COOLING PIPE
Get PDFABSTRACT In the in-service inspection conducted to G.A. Siwabessy reactor’s primary cooling system pipe, it was found the presence of inhomogenity inside of welding part. To verify whether the inhomogenity could be tolerated or not, comparative data from welding pre-service inspection is needed. Unfortunately, this weld wasn’t covered in pre-service inspection. Therefore, this inhomogenity needs to be analyzed. The purpose of this study is to evaluate the stress intensity factor of the inhomogenity, whether it is within a limit value or not and to predict the crack growth. Analysis were performed based on fracture mechanics theory using parameter of stress intensity factor. Two models were used for calculation approach that are plane crack model and semi-elliptic crack model. Hence, in order to predict the length of inhomogenity in the future, crack growth calculations were performed. The results showed that stress intensity values from both two models are remain below fracture toughness value of pipe’s material. Besides that, stress intensity factor from plane crack model is higher than those from semi-elliptic crack model. Under consideration that inhomogenity has an arc shape in actual, thus, stress intensity factor from this inhomogenity still low enough compare to the fracture toughness. Crack growth calculation’s results showed that after 300th cycle of loading, the length of inhomogenity reaches approximately 2 mm. Based on operation data of G.A. Siwabessy reactor, 300 cycle number is corresponds to 30 years operation. Based on these results it could be concluded that the presence of inhomogenity in the welding part does not affect the structure’s integrity of piping system. Keywords : Inhomogenity, fracture mechanics, fracture toughness, stress intensity factor, crack growth ABSTRAK Pada pelaksanaan in-service inspection terhadap perpipaan sistem pendingin primer reaktor G.A. Siwabessy diketahui adanya inhomogenitas pada salah satu sambungan lasan pipa. Untuk memverifikasi apakah inhomogenitas ini dapat ditoleransi atau tidak, diperlukan data pembanding hasil pemeriksaan lasan pada saat fabrikasi. Namun, ternyata pada saat fabrikasi, sambungan lasan ini tidak mengalami pemeriksaan. Oleh karena itu, dalam rangka menetapkan apakah keberadaan inhomogentitas ini dapat ditoleransi atau tidak perlu dilakukan analisis terhadap inhomogenitas tersebut. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan evaluasi stress intensity factor inhomogenitas di dalam pipa apakah masih berada di dalam batas nilai dan untuk memprediksi perambatan retak. Analisis dilakukan berdasarkan teori fracture mechanics dengan menghitung stress intensity factor inhomogenitas. Dalam perhitungan ini digunakan dua model untuk pendekatan, yaitu model retak planar dan model retak semi-ellips. Selanjutnya, untuk memprediksi panjang inhomogenitas di masa yang akan datang, dilakukan juga simulasi perambatan retak. Hasil-hasil analisis memperlihatkan bahwa nilai stress intensity factor berdasarkan model retak bentuk planar dan retak bentuk semi ellips masih jauh di bawah nilai fracture toughness material pipa. Selain itu, nilai yang dihasilkan berdasarkan model retak bentuk planar lebih besar dibandingkan dengan model retak bentuk semi ellips. Mengingat bentuk inhomogenitas yang berupa busur lingkaran, maka nilai stress intensity factor yang sesungguhnya dari inhomogenitas tersebut jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai fracture toughness. Sementara itu, untuk hasil simulasi perambatan retak menunjukkan bahwa pada siklus pembebanan ke-300 memberikan panjang sekitar 2 mm. Berdasarkan data operasi reaktor G.A. Siwabessy, jumlah siklus sebanyak 300 kali setara dengan pengoperasian reaktor selama 30 tahun. Berdasarkan dua hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa keberadaan inhomogenitas pada sambungan lasan tidak berpengaruh terhadap integritas struktur sistem perpipaan. Kata kunci : Inhomogenitas, fracture mechanincs, fracture toughness, stress intensity factor, pertumbuhan retak
DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30 BERPENDINGIN HELIUM
Get PDFABSTRAK DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30 BERPENDINGIN HELIUM. Konsep reaktor daya nuklir yang dikembangkan merupakan jenis reaktor berpendingin gas dengan temperatur tinggi (RGTT). Gas yang digunakan untuk mendinginkan teras RGTT adalah helium. Konsep RGTT ini dapat menghasilkan daya termal 30 MWth sehingga dinamakan RGTT30. Temperatur helium mampu mencapai 700 °C ketika keluar dari teras RGTT30 dan digunakan untuk memanaskan air di dalam steam generator hingga mencapai temperatur 435 °C. Steam generator dihubungkan dengan turbin uap yang dikopel dengan generator listrik untuk membangkitkan daya 7,27 MWe. Uap yang keluar dari turbin dilewatkan kondensor untuk mencairkan uap menjadi air. Rangkaian komponen dari steam generator, turbin, dan kondensor dinamakan sistem turbin uap. Turbin terdiri dari sudu-sudu yang dimaksudkan untuk mengubah tenaga uap kedalam tenaga mekanis berupa putaran. Efisiensi turbin merupakan parameter yang harus diperhatikan dalam sistem turbin uap ini. Tujuan dari makalah ini adalah untuk mengusulkan sudu tipe aksial dan untuk menganalisa perbaikan efisiensi turbin. Metode yang digunakan yaitu aplikasi prinsip termodinamika yang berhubungan dengan konservasi energi dan massa. Perangkat lunak Cycle-Tempo dipakai untuk mendapatkan parameter termodinamika dan untuk mensimulasikan sistem turbin uap berbasis RGTT30. Pertama, dibuat skenario dalam simulasi sistem turbin uap untuk mengetahui efisiensi dan laju aliran massa uap yang diperoleh nilai optimal 87,52 % dan 8,759 kg/s pada putaran 3000 rpm. Kemudian, turbin uap diberi sudu tipe aksial dengan diameter tip 1580 mm dan panjang 150 mm. Hasil yang diperoleh adalah nilai efisiensi turbin uap naik menjadi 88,3 % pada putaran konstan (3000 rpm). Penambahan nilai efisiensi turbin sebesar 0,78 % menunjukkan peningkatan kinerja RGTT30 secara keseluruhan. Kata kunci: Tipe aksial, turbin uap, RGTT30 ABSTRACT PRELIMINARY DESIGN ON STEAM TURBINE OF AXIAL TYPE FOR HELIUM-COOLED RGTT30 CONCEPT. The concept of a nuclear power reactor, which evolves, is high temperature gas-cooled reactor type (HTGR). Gas that is used to cool the HTGR core, is helium. The HTGR concept used in this study can yield thermal power of 30 MWth so that named RGTT30. Helium temperature can reach 700 °C when come out from the RGTT30 core and it is used for heating the water within steam generator to achieve the temperature of 435 °C. The steam generator is connected to a steam turbine, which is coupled with an electricity generator, for generating electric power of 7.27 MWe. The steam that comes out from the turbine is flowed through condenser for changing the steam into water. The component train of steam generator, turbine, and condenser was given the name of steam turbine system. The turbine consists of blades that are intended to transform the steam power into mechanical power in the form of rotational speed. Turbine efficiency is a parameter that must be considered in this steam turbine system. The aims of this paper are to propose blade of axial type and to analyze the efficiency improvement of the turbine. The method used is the application of the thermodynamic principles associated with conservations of energy and mass. Cycle-Tempo software is used to obtain thermodynamic parameters and to simulate the steam turbine system based on RGTT30. Firstly, a scenario is created to model and simulate the steam turbine system for determining the efficiency and the mass flow rate of steam. The optimal values for the efficiency and the mass flow rates at the speed of 3000 rpm are 87.52 % and 8.759 kg/s, respectively. Then, the steam turbine was given the blade of axial type with a tip diameter of 1580 mm and a length of 150 mm. The results obtained are turbine efficiency increasing to 88.3% on constant speed (3000 rpm). Enhancement in the turbine efficiency value of 0.78% showed raising the overall performance of RGTT30. Keywords: Axial type, steam turbine, RGTT30
INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5
Get PDFABSTRAK INVESTIGASI KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIKA TERAS REAKTOR DAYA KECIL DENGAN PENDINGINAN SIRKULASI ALAM MENGGUNAKAN RELAP5. Reaktor modular daya-kecil (small modular reactor, SMR) memiliki prospek tinggi untuk dibangun di Indonesia. Keluaran dayanya yang relatif kecil dan disainnya yang kompak serta dapat dikonstruksi secara modular memberikan keunggulan fleksibilitas pembangunan yang lebih baik dibanding reaktor konvensional berdaya besar. Disain sistem reaktor kategori ini sangat bervariasi, salah satu diantaranya adalah jenis reaktor air tekan (pressurized water reactor, PWR) yang menerapkan sirkulasi alamiah pada sistem pendingin primernya. Selain itu reaktor ini juga memiliki teras (core) lebih pendek dibanding PWR konvensional. Dari kedua perbedaan tersebut maka terdapat kemungkinan perbedaan pola perpindahan panas yang dapat berimplikasi terhadap keselamatan secara keseluruhan. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan investigasi terhadap karakteristik termohidrolika teras reaktor tersebut khususnya karakteristik temperatur fluida dan bahan bakar serta laju alir fluidanya. Tujuannya adalah untuk mengetahui perbedaan marjin keselamatan temperatur teras reaktor bila dibanding dengan PWR konvensional. Investigasi dilakukan dengan menggunakan program RELAP5, dimana secara parsial teras reaktor dimodelkan menggunakan model-model generik yang ada pada program dan dilakukan beberapa perhitungan kondisi tunak. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa saat beroperasi pada daya nominalnya, reaktor modular ini memiliki margin temperatur pendidihan sebesar 2K lebih baik dibanding reaktor konvensional. Selain itu, keunggulan marjin keselamatan reaktor modular daya-kecil ini juga ditunjukkan dari naiknya laju alir mengikuti kenaikan dayanya yang berarti memiliki sifat keselamatan yang melekat (inherent safety). Kata kunci: reaktor modular daya-kecil, PWR, sirkulasi alam, RELAP5, termohidrolika ABSTRACT INVESTIGATION ON CORE THERMAL HYDRAULIC CHARACTERISTICS OF SMALL MODULAR REACTOR WITH NATURAL CIRCULATION COOLING USING RELAP5. Small modular reactor (SMR ) is very prospective to be deployed in Indonesia. Its low output power, compact design and capability to be constructed modularly provide better deployment flexibility compared to a large conventional reactor. There are various designs of SMRs, one of them implements natural circulation for its primary cooling system or in other words the reactor uses no primary pumps. Besides, the dimension of fuel element is shorter than the one used by large reactor. These two aspects may produce different heat transfer behavior, which could lead to a safety implication. For that reason, this research investigates thermal hydraulic characteristics of the core of SMR with naturally circulating coolant, especially on the fuel and coolant temperatures and mass flow rate. The purpose is to identify the thermal safety margin difference of the reactor compared with conventional PWR. The investigation was performed using RELAP5 in which the core was partially represented by means of generic models of the program and continued with steady state calculations. The result shows that during nominal power operation, the reactor has better of 2K degree for boiling temperature margin than the large conventional PWR. In addition, the excellence of SMR safety margin was shown by the increase of primary coolant flow rate following the increase of power, which means that the reactor has a distinctive inherent safety. Keywords: small modular reaktor, PWR, natural circulation, RELAP5, thermal-hydrauli
FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE
Get PDFABSTRACT FRACTURE MECHANICS UNCERTAINTY ANALYSIS IN THE RELIABILITY ASSESSMENT OF THE REACTOR PRESSURE VESSEL: (2D) SUBJECTED TO INTERNAL PRESSURE. The reactor pressure vessel (RPV) is a pressure boundary in the PWR type reactor which serves to confine radioactive material during chain reaction process. The integrity of the RPV must be guaranteed either in a normal operation or accident conditions. In analyzing the integrity of RPV, especially related to the crack behavior which can introduce break to the reactor pressure vessel, a fracture mechanic approach should be taken for this assessment. The uncertainty of input used in the assessment, such as mechanical properties and physical environment, becomes a reason that the assessment is not sufficient if it is perfomed only by deterministic approach. Therefore, the uncertainty approach should be applied. The aim of this study is to analize the uncertainty of fracture mechanics calculations in evaluating the reliability of PWR`s reactor pressure vessel. Random character of input quantity was generated using probabilistic principles and theories. Fracture mechanics analysis is solved by Finite Element Method (FEM) with MSC MARC software, while uncertainty input analysis is done based on probability density function with Latin Hypercube Sampling (LHS) using python script. The output of MSC MARC is a J-integral value, which is converted into stress intensity factor for evaluating the reliability of RPV’s 2D. From the result of the calculation, it can be concluded that the SIF from probabilistic method, reached the limit value of fracture toughness earlier than SIF from deterministic method. The SIF generated by the probabilistic method is 105.240 MPa m0.5. Meanwhile, the SIF generated by deterministic method is 100.876 MPa m0.5. Keywords: Uncertainty analysis, fracture mechanics, LHS, FEM, reactor pressure vessels ABSTRAK ANALISIS KETIDAKPASTIAN FRACTURE MECHANIC PADA EVALUASI KEANDALAN BEJANA TEKAN REAKTOR: 2D DENGAN BEBAN INTERNAL PRESSURE. Bejana tekan reaktor (RPV) merupakan pressure boundary dalam reaktor tipe PWR yang berfungsi untuk mengungkung material radioaktif yang dihasilkan pada proses reaksi berantai. Maka dari itu integritas bejana tekan reaktor harus senantiasa terjamin baik reaktor dalam keadaan operasi normal, maupun kecelakaan. Dalam melakukan analisis integritas RPV, khususnya yang berkaitan dengan pecahnya bejana tekan reaktor akibat adanya retak dilakukan analisis secara fracture mechanics. Adanya ketidakpastian input seperti sifat mekanik bahan, lingkungan fisik, dan input pada data, maka dalam melakukan analisis keandalan tidak hanya dilakukan secara deterministik saja. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan analisis ketidakpastian input pada perhitungan fracture mechanik pada evaluasi keandalan bejana tekan reaktor PWR. Pendekatan untuk karakter random dari kuantitas input menggunakan teori probabilistik. Analisis fracture mechanics dilakukan berdasarkan metode elemen hingga (FEM) menggunakan perangkat lunak MSC MARC. Analisis ketidakpastian input dilakukan berdasarkan probability density function dengan Latin Hypercube Sampling (LHS) menggunakan python script. Output dari MSC MARC adalah nilai J-integral untuk mendapatkan nilai stress intensity factor pada evaluasi keandalan bejana tekan reactor 2D. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa SIF probabilistik lebih dulu mencapai nilai batas fracture tougness dibanding SIF deterministik. SIF yang dihasilkan dengan metode probabilistik adalah 105,240 MPa m0,5. Sedangkan SIF metode deterministik adalah 100,876 MPa m0,5. Kata kunci: Analisis ketidakpastian, fracture mechanics, LHS, FEM, bejana tekan reakto
THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SMR WITH NATURALLY CIRCULATING PRIMARY SYSTEM DURING LOSS OF FEED WATER ACCIDENT
Get PDFABSTRACT Small Modular Reactors (SMRs) have several advantages over conventional large reactors. With integral and simplified design, application of natural laws for safety system, and lower capital cost this reactor is very suitable to be deployed in Indonesia. One of SMR designs being developed implements natural driving force for its primary cooling system. With such innovative approach, it is important to understand safety implication of the design for all operating circumstances. One of conditions need to be investigated is the loss of feed-water (LoFW) accident. In this study, thermal-hydraulic performance of the SMR with naturally circulating primary system during LoFW accident is analysed. The purpose is to investigate the characteristics of flow in primary system during the accident and to clarify whether the naturally circulating coolant is adequately capable to transfer the heat from core in order to maintain safe condition under considered scenario. The method used is by representing the reactor system into RELAP5 code generic models and performing numerical simulation. Calculation result shows that following the initiating event and reactor trip, primary system flow becomes significantly fluctuated and coolant temperature decreases gradually, while in secondary side steam quality descends into saturated. The primary flow slows down from ~711 kg/s to ~263 kg/s and starts to increase up again at t= ~46 seconds. At the slowest point, fuel centerline and coolant temperatures were ~565 K and ~554 K, showing that temperatures of the fuel and coolant are still below its design limit and saturation point, respectively. This fact reveals that throughout transient the two main thermal hydraulic parameters stay in acceptable values so it could be concluded that under LoFW accident the SMR with naturally circulating primary system is in safe condition. Keywords: SMR, loss of feed water, natural circulation, reactor safety, RELAP5 ABSTRAK Reaktor daya kecil modular (SMR) memiliki beberapa keunggulan dibanding reaktor daya besar konvensional. Dengan disain yang lebih sederhana dan terintegrasi, penerapan hukum alamiah untuk sistem keselamatannya dan biaya modal yang rendah, reaktor ini sangat cocok untuk dibangun di Indonesia. Salah satunya disain SMR yang sedang dikembangkan menerapkan gaya penggerak alami untuk sistim pendingin primernya. Dengan disain seperti itu, adalah sangat penting untuk memahami implikasinya terhadap aspek keselamatan pada seluruh kondisi operasi. Salah satu yang perlu diinvestigasi adalah kecelakaan kehilangan air umpan (LoFW). Pada studi ini, dilakukan analisis kinerja thermal hidrolik SMR yang menggunakan sistim pendinginan primer sirkulasi alam saat kecelakaan LoFW. Tujuannya adalah untuk menginvestigasi karakteristik aliran sistem primer saat kecelakaan LoFW dan untuk memastikan apakah aliran sirkulasi alam cukup untuk memindahkan panas dari teras guna menjaga kondisi tetap aman selama kecelakaan tersebut. Metoda yang digunakan adalah dengan merepresentasikan sistem reaktor ke dalam model-model generik program RELAP5 dan melakukan simulasi numerik. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa setelah kejadian pemicu dan trip reaktor, pada sisi primer laju alirnya berfluktuasi secara signifikan dan temperatur pendinginnya menurun secara bertahap sedangkan pada sisi sekunder kondisi uap berubah menjadi uap jenuh. Laju alir turun dari ~711 kg/detik menjadi ~263 kg/detik sebelum kembali naik lagi pada t=~46 detik. Saat laju alir di titik terendah, temperatur pusat bahan bakar dan fluida pendingin adalah sekitar ~565 K dan ~554 K, yang menujukkan bahwa temperatur bahan bakar masih jauh di bawah batas disain dan temperatur fluidanya juga berada di bawah titik saturasi. Keadaan ini menunjukkan bahwa saat transien kedua parameter utama termohidrolik reaktor tetap dalam kondisi yang dapat diterima sehingga dapat disimpulkan bahwa saat kecelakaan kehilangan air umpan, SMR dengan sistim primer sirkulasi alam tetap dalam kondisi aman. Kata kunci: SMR, kehilangan air umpan, sirkulasi alamiah, keselamatan reaktor, RELAP5
