JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
FUEL BURN-UP DISTRIBUTION AND TRANSURANIC NUCLIDE CONTENTS PRODUCED AT THE FIRST CYCLE OPERATION OF AP1000
Get PDFABSTRACT FUEL BURN-UP DISTRIBUTION AND TRANSURANIC NUCLIDE CONTENTS PRODUCED AT THE FIRST CYCLE OPERATION OF AP1000. AP1000 reactor core was designed with nominal power of 1154 MWe (3415 MWth), operated within life time of 60 years and cycle length of 18 months. For the first cycle, the AP1000 core uses three kinds of UO2 enrichment, they are 2.35 w/o, 3.40 w/o and 4.45 w/o. Absorber materials such as ZrB2, Pyrex and Boron solution are used to compensate the excess reactivity at the beginning of cycle. In the core, U-235 fuels are burned by fission reaction and produce energy, fission products and new neutron. Because of the U-238 neutron absoption reaction, the high level radioactive waste of heavy nuclide transuranic such as Pu, Am, Cm and Np are also generated. They have a very long half life. The purpose of this study is to evaluate the result of fuel burn-up distribution and heavy nuclide transuranic contents produced by AP1000 at the end of first cycle operation (EOFC). Calculation of ¼ part of the AP1000 core in the 2 dimensional model has been done using SRAC2006 code with the module of COREBN/HIST. The input data called the table of macroscopic crossection, is calculated using module of PIJ. The result shows that the maximum fuel assembly (FA) burn-up is 27.04 GWD/MTU, that is still lower than allowed maximum burn-up of 62 GWD/MTU. Fuel loading position at the center/middle of the core will produce bigger burn-up and transuranic nuclide than one at the edges the of the core. The use of IFBA fuel just give a small effect to lessen the fuel burn-up and transuranic nuclide production. Keywords: Fuel Burn-Up, Transuranic, AP1000, EOC, SRAC2006 ABSTRAK DISTRIBUSI BURN-UP DAN KANDUNGAN NUKLIDA TRANSURANIUM YANG DIHASILKAN BAHAN BAKAR PADA SIKLUS OPERASI PERTAMA TERAS AP1000. Reaktor AP1000 didesain dengan daya nominal 1154 MWe (3415 MWth), mampu beroperasi selama umur reaktor sekitar 60 tahun dan memiliki panjang tiap siklus sekitar 18 bulan. Pada siklus operasi pertama, teras AP1000 menggunakan tiga jenis pengkayaan bahan bakar UO2 yaitu 2,35 w/o, 3,40 w/o dan 4,450 w/o. Penyerap neutron ZrB2, Pyrex dan larutan Boron digunakan sebagai kompensasi reaktivitas lebih pada awal siklus. Di dalam teras reaktor, bahan bakar U-235 mengalami pembakaran melalui reaksi fisi yang akan menghasilkan energi, produk fisi dan neutron baru. Karena adanya reaksi serapan neutron oleh U-238 maka reaktor juga menghasilkan limbah radioaktif tingkat tinggi berupa nuklida transuranium yang mempunyai waktu paruh sangat panjang seperti Np, Pu, Am, dan Cm. Dalam penelitian ini dilakukan analisis hasil perhitungan distribusi burn-up bahan bakar dan kandungan nuklida transuranium yang dihasilkan oleh teras AP1000 saat akhir siklus operasi pertama. Perhitungan model geometri 2 dimensi teras AP1000 bentuk ¼ bagian dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul COREBN/HIST. Sedangkan input data berupa tabel tampang lintang makroskopik diperoleh dari perhitungan dengan modul PIJ. Hasil prhitungan menunjukkan bahwa burn-up perangkat bahan bakar (Fuel Assembly, FA) tertinggi adalah sebesar 27,04 GWD/MTU dan ini masih jauh lebih rendah dari batas maksimum burn-up yang diijinkan yaitu 62 GWd/MTU. Posisi pemuatan perangkat bahan bakar di bagian tengah teras akan menghasilkan burn-up dan nuklida transuranium yang lebih besar dibandingkan dengan ditepi teras. Penggunaan bahan bakar Integrated Fuel Burnable Absorber hanya sedikit berpengaruh terhadap penurunan burn-up dan nuklida transuranium yang dihasilkan. Kata kunci: Fuel burn-up, kandungan nuklida transuranium, AP1000, siklus operasi pertama, SRAC2006
DESIGN AND ANALYSIS OF HELIUM BRAYTON CYCLE FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RGTT200K
Get PDFABSTRACTDESIGN AND ANALYSIS OF HELIUM BRAYTON CYCLE FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RGTT200K. The helium Brayton cycle for the design of cogeneration energy conversion system for RGTT200K have been analyzed to obtain the higher thermal efficiency and energy utilization factor. The aim of this research is to analyze the potential of the helium Brayton cycle to be implemented in the design of cogeneration energy conversion system of RGTT200K. Three configuration models of cogeneration energy conversion systems have been investigated. In the first configuration model, an intermediate heat exchanger (IHX) is installed in series with the gas turbine, while in the second configuration model, IHX and gas turbines are installed in parallel. The third configuration model is similar to the first configuration, but with two compressors. Performance analysis of Brayton cycle used for cogeneration energy conversion system of RGTT200K has been done by simulating and calculating using CHEMCAD code. The simulation result shows that the three configuration models of cogeneration energy conversion system give the temperature of thermal energy in the secondary side of IHX more than 800 oC at the reactor coolant mass flow rate of 145 kg/s. Nevertheless, the performance parameters, which include thermal efficiency and energy utilization factor (EUF), are different for each configuration model. By comparing the performance parameter in the three configurations of helium Brayton cycle for cogeneration energy conversion systems RGTT200K, it is found that the energy conversion system with a first configuration has the highest thermal efficiency and energy utilization factor (EUF). Thermal efficiency and energy utilization factor for the first configuration of the reactor coolant mass flow rate of 145 kg/s are 35.82% and 80.63%.Keywords: Helium Brayton cycle, RGTT200K, Energy conversion system, EUF, Efficiency, ABSTRAKANALISIS DAN DESAIN SIKLUS BRAYTON HELIUM UNTUK SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K. Telah dilakukan analisis siklus Brayton helium pada desain sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K untuk memperoleh tingkat efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi yang tinggi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menganalisis potensi siklus Brayton helium untuk diterapkan dalam desain sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K. Tiga model konfigurasi desain sistem konversi energi kogenerasi telah dianalisis. Pada model konfigurasi pertama Intermediate Heat Exchanger (IHX) dipasang secara serial dengan turbin gas, sedangkan pada model konfigurasi kedua IHX dan turbin gas dipasang secara paralel. Model konfigurasi ketiga mirip dengan konfigurasi pertama, tetapi pada model konfigurasi ketiga dipasang dua kompresor. Analisis kinerja pada desain siklus Brayton untuk sistem konversi energi RGTT200K dilakukan dengan cara simulasi dan perhitungan kinerja sistem konversi energi menggunakan kode komputer CHEMCAD. Hasil simulasi menunjukkan bahwa ketiga model konfigurasi dapat memberikan energi termal pada sisi sekunder IHX dengan temperatur lebih dari 800 oC jika laju aliran massa pendingin reaktor 145 kg/s. Namun demikian, paremeter kinerja yang meliputi efisiensi thermal dan faktor pemanfaatan energi (EUF) berbeda untuk masing-masing model konfigurasi. Hasil perbandingan parameter kinerja pada ketiga model konfigurasi siklus Brayton helium untuk sistem konversi energi kogenerasi RGTT200K menunjukkan bahwa model konfigurasi sistem konversi energi kogenerasi yang pertama memiliki efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi (EUF) tertinggi. Nilai efisiensi termal dan faktor pemanfaatan energi untuk model konfigurasi pertama dengan laju aliran massa pendingin reaktor 145 kg/s adalah 35,82% dan 80,63%. Kata kunci: Siklus Brayton helium, RGTT200K, Sistem konversi energi, EUF, EfisiensiKeywords : Helium Brayton cycle, RGTT200K, Energy conversion system, EUF, Efficiency
FACTORS INFLUENCING HUMAN RELIABILITY OF HIGH TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR OPERATION
Get PDFABSTRACT Operator roles and intervene actions on the operation of gas cooled reactor would be different compared to their roles in other reactor types. Analysis of operator performance and the influencing factors can be conducted comprehensively in Human Reliability Analysis (HRA). Using HRA, the impact of human errors on the system and the ways to reduce human error impact and frequency can be idenfified. The paper discusses factors influencing reactor operator performance to response to the cooling accident of the high temperature gas cooled reactor (HTGR). Analysis and qualification of influencing factors, which are performance shaping factors (PSF), were conducted based on time reliability curve and Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM). Based on time reliability curve, results showed that time variable contributes to the improvement of operator performance (PSF<1), especially when the safety features of the system properly work as in the design. Based on CREAM, it can be identified that in addition to the time variable, human machine interface design and sufficiently training also contribute to the improvement of operator performance. This study found that total PSF equals to 0.25, in which the positive dominant factor is time variable whose PSF is 0.01 and the negative dominant factors are procedure and working cycle whose PSF is 5. Those PSF values reflected the multiplier factors to the human error probability. The analysis of performance shaping factors should be developed on the other operation and accident scenarios of HTGRs prior to be further applied for a comprehensive assessment and analysis of human reliability and for the design of human machine interface system at control room. Keywords: PSF, HTGR, human operator, control room, human reliability ABSTRAK Peran dan tindakan operator pada reaktor berpendingin gas akan berbeda dengan peran operator pada operasi tipe reaktor lain. Analisis unjuk kerja operator dan faktor yang berpengaruh dapat dilakukan secara komprehensif melalui analisis keandalan manusia(HRA). Melalui HRA dampak dari kesalahan manusia pada sistem maupun cara untuk mengurangi dampak dan frekuensi kesalahan dapat diketahui. Makalah membahas faktor yang berpengaruh pada tindakan operator, yaitu pada kejadian kecelakaan pendingin reaktor gas bersuhu tinggi-HTGR. Analisis untuk kualifikasi faktor pembentuk kinerja(PSF) dilakukan berdasarkan kurva keandalan fungsi waktu, dan metode keandalan manusia yang dikembangkan berdasar pada aspek kognitif yaitu Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM). Hasil analisis berdasar kurva keandalan fungsi waktu menunjukkan komponen waktu berkontribusi positif pada peningkatan keandalan operator (PSF<1) pada kondisi semua fitur keselamatan berfungsi sesuai rancangan. Sedangkan pada metoda analisis dengan pendekatan kognitif CREAM diketahui selain faktor ketersediaan waktu, faktor pelatihan dan rancangan HMI juga berkontribusi meningkatkan keandalan operator. Faktor pembentuk kinerja keseluruhan diketahui sebesar 0,25 dengan faktor kontribusi positif dominan atau berpengaruh pada penurunan kesalahan manusia adalah ketersediaan waktu (PSF=0,01), dan faktor kontribusi negatif dominan adalah prosedur dan siklus kerja (PSF=5). Nilai PSF tersebut sebagai faktor pengali dalam perhitungan probabilitas kesalahan manusia. Analisis faktor pembentuk kinerja perlu dikembangkan pada skenario kejadian lain untuk selanjutnya digunakan untuk perhitungan dan analisis keandalan manusia yang komprehensif dan perancangan sistem interaksi manusia mesin di ruang kendali. Kata kunci: PSF, HTGR, operator, ruang kendali, keandalan manusia
KARAKTERISTIK PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI ALAMIAH ALIRAN NANOFLUIDA AL2O3-AIR DI DALAM PIPA ANULUS VERTIKAL
Get PDFABSTRAK KARAKTERISTIK PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI ALAMIAH ALIRAN NANOFLUIDA AL2O3-AIR DI DALAM PIPA ANULUS VERTIKAL. Hasil beberapa penelitian menunjukan bahwa nanofluida memiliki karakteristik termal yang lebih baik dibandingkan dengan fluida konvensional (air). Berkaitan dengan hal tersebut, saat ini sedang berkembang pemikiran untuk menggunakan nanofluida sebagai fluida perpindahan panas alternatif pada sistem pedingin reaktor. Sementara itu, konveksi alamiah di dalam pipa anulus vertikal merupakan salah satu mekanisme perpindahan panas yang penting dan banyak ditemukan pada reaktor riset TRIGA, reaktor daya generasi baru dan alat konversi energi lainnya. Namun disisi lain karakteristik perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal belum banyak diketahui. Oleh karena itu penting dilakukan secara berkesinambungan penelitian-penelitian untuk menganalisis perpindahan panas nanofluida di dalam pipa anulus vertikal. Pada penelitian telah dilakukan analisis numerik menggunakan program computer CFD (computational of fluids dynamic) terhadap karakteristik perpindahan panas konveksi alamiah aliran nanofluida Al2O3-air konsentrasi 2% volume di dalam pipa anulus vertikal. Hasil kajian ini menunjukkan terjadi peningkatan kinerja perpindahan panas (bilangan Nuselt- NU) sebesar 20,5% - 35%. Pada moda konveksi alamiah dengan bilangan 2,4708e+09 £ Ra £ 1,9554e+13 diperoleh korelasi empirik untuk air adalah dan korelasi empirik untuk nanofluida Al2O3-air adalah Kata kunci: Nanofluida Al2O3-air, konveksi alamiah, pipa anulus vertikal ABSTRACT THE CHARACTERISTICS OF NATURAL CONVECTIVE HEAT TRANSFER OF AL2O3–WATER NANOFLUIDS FLOW IN A VERTICAL ANNULUS PIPE. Results of several research have shown that nanofluids have better thermal characteristics compared to conventional fluid (water). In this regard, currently developing ideas for using nanofluids as an alternative heat transfer fluid in the reactor coolant system. Meanwhile the natural convection in a vertical annulus pipe is one of the important mechanisms of heat transfer and is found at the TRIGA research reactor, the new generation nuclear power plants and other energy conversion devices. On the other hand the heat transfer characteristics of nanofluids in a vertical annulus pipe has not been known. Therefore, it is important to do research continuously to analyze the heat transfer nanofluids in a vertical annulus pipe. In the research has been carried out numerical analysis by using computer code of CFD (computational of fluids dynamic) on natural convection heat transfer characteristics of nanofluids flow of Al2O3-water 2% volume in the vertical annulus pipe. The results showed an increase in heat transfer performance (Nusselt numbers - NU) by 20.5% - 35%. In natural convection mode with Rayleigh numbers 2.4708e+09 £ Ra £ 1.9554e+13 obtained empirical correlations for water is and empirical correlations for Al2O3-water nanofluids is . Keywords: Al2O3-water nanofluids, the natural convection, the vertical annulus pip
OPTIMASI LAJU ALIR MASSA DALAM PURIFIKASI PENDINGIN RGTT200K UNTUK PROSES KONVERSI KARBONMONOKSIDA
Get PDFABSTRAK OPTIMASI LAJU ALIR MASSA DALAM PURIFIKASI PENDINGIN RGTT200K UNTUK PROSES KONVERSI KARBONMONOKSIDA. Karbonmonoksida adalah spesi yang sulit dipisahkan dari helium pendingin reaktor karena mempunyai ukuran molekul relatif kecil sehingga diperlukan proses konversi menjadi karbondioksida. Laju konversi karbonmonoksida dalam sistem purifikasi dipengaruhi oleh beberapa parameter diantaranya konsentrasi, temperatur dan laju alir massa. Dalam penelitian ini dilakukan optimasi laju alir massa dalam purifikasi pendingin RGTT200K untuk proses konversi karbonmonoksida. Optimasi dilakukan melalui simulasi proses konversi karbonmonoksida menggunakan perangkat lunak Super Pro Designer. Laju pengurangan spesi reaktan, laju pertumbuhan spesi antara dan spesi produk dalam kesetimbangan reaksi konversi dianalisis untuk memperoleh optimasi laju alir massa purifikasi terhadap proses konversi karbonmonoksida. Tujuan penelitian ini adalah menyediakan data laju alir massa purifikasi untuk pembuatan dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada laju alir massa 0,6 kg/detik proses konversi belum optimal, pada laju alir massa 1,2 kg/detik mencapai optimal dan pada laju alir 3,6 kg/detik s/d 12,0 kg/detik tidak efektif. Untuk memdukung dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K maka laju alir massa purifikasi untuk proses konversi karbonmonoksida digunakan laju alir massa 1,2 kg/detik. Kata kunci: Karbonmonoksida, konversi, purifikasi, laju alir massa, RGTT200K. ABSTRACT OPTIMIZATION OF MASS FLOW RATE IN RGTT200K COOLANT PURIFICATION FOR CARBONMONOXIDE CONVERSION PROCESS. Carbonmonoxide is a species that is difficult to be separated from the reactor coolant helium because it has a relatively small molecular size. So it needs a process of conversion from carbonmonoxide to carbondioxide. The rate of conversion of carbonmonoxide in the purification system is influenced by several parameters including concentration, temperature and mass flow rate. In this research, optimization of the mass flow rate in coolant purification of RGTT200K for carbonmonoxide conversion process was done. Optimization is carried out by using software Super Pro Designer. The rate of reduction of reactant species, the growth rate between the species and the species products in the conversion reactions equilibrium were analyzed to derive the mass flow rate optimization of purification for carbonmonoxide conversion process. The purpose of this study is to find the mass flow rate of purification for the preparation of the basic design of the RGTT200K coolant helium purification system. The analysis showed that the helium mass flow rate of 0.6 kg/second resulted in an unoptimal conversion process. The optimal conversion process was reached at a mass flow rate of 1.2 kg/second. A flow rate of 3.6 kg/second – 12 kg/second resulted in an ineffective process. For supporting the basic design of the RGTT200K helium purification system, the mass flow rate for carbonmonoxide conversion process is suggested to be1.2 kg/second . Keywords: Carbonmonoxide, conversion, purification, mass flow rate, RGTT200K.
PENGARUH BENTUK ROUTING PERPIPAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA KONVERSI TERHADAP PENURUNAN AKTIVITAS N-16 DI PERMUKAAN TANGKI REAKTOR
Get PDFABSTRAK Program konversi reaktor TRIGA 2000 Bandung dari bahan bakar silinder menjadi bahan bakar pelat perlu perancangan sistem pendingin reaktor yang baru. Perancangan sistem pendingin reaktor yang baru tersebut diusahakan tidak banyak mengalami perubahan dari sistem pendingin reaktor yang telah ada, mengingat ruang dan tempatnya tidak mungkin diubah. Oleh karena itu perlu dilakukan analisis untuk memilih routing perpipaan sistem pendingin reaktor TRIGA pelat yang dapat memenuhi persyaratan pendinginan sistem yang sesuai dengan kondisi ruang dan tempat yang telah ada. Mengingat batasan ruang yang ada maka ada 4 (empat) kemungkinan bentuk routing yang bisa dirancang. Dari keempat kemungkinan routing tersebut kemudian dilakukan analisis waktu tempuh partikel N-16 yang memancarkan radiasi gamma (γ) dari teras ke permukaan tangki reaktor. Penelitian dilakukan dengan mengasumsikan rapat massa(ρ) fluida pendingin konstan (fluida inkompresibel), seluruh N-16 yang dihasilkan dalam teras reaktor terangkut ke permukaan tangki reaktor. Hasilnya menunjukkan bahwa routing alternatif 3 adalah yang paling optimum, karena waktu tempuhnya mendekati 5 (lima) kali waktu paruh N16 (36,7047 detik), sehingga aktivitasnya turun dari 100% menjadi 3%nya (A/A0 = 0,0317) dan panjang pipanya masih cukup untuk dimasukkan ke dalam ruang sistem pendingin reaktor yang tersedia. Kata kunci: Routing, perpipaan, aktivitas N-16, waktu paruh, reaktor TRIGA pelat. ABSTRACT The conversion program in 2000 Bandung TRIGA reactor fuel from the cylinder into fuel plates needs a new reactor cooling system design. The design of the new reactor cooling system are devised in such away to not much changed from the existing reactor cooling system, regarding its space and location have no possibility to change. Therefore, pipe routing analysis is required to select the plate type TRIGA reactor cooling system, to meet the cooling requirements of the system, attempted to match with the existing space and location. According to the availability of the existing space, four (4) possibilities of pipe routing can be designed. From the four possibilities of pipe routing, then analyze the travel time of particles N-16, which emits gamma radiation from the core to the surface of the reactor tank. Analysis was performed by assuming a constant cooling fluid density (ρ) (incompressible fluid), the entire N-16 generated in the reactor core is transported to the surface of the reactor tank. The results show that the third alternative pipe routing is the most optimum, due to its approaching transport time is five (5) times the half-life of N-16 (36.7047 sec), so that its activities decreases from 100% to 3% (A/A0 = 0.0317) and the pipe length is still enough to put in the available space reactor cooling system. Keywords: Pipes, routing, N-16 activities, half-life , TRIGA reactor plate type.
EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK
Get PDFABSTRACT EVALUATION ON MECHANICAL FRACTURE OF PWR PRESSURE VESSEL AND MODELING BASED ON NEURAL NETWORK. The important component of the PWR is a pressure vessel. The material resistance in the pressure vessel needs to be evaluated. One way of evaluation is by the mechanical fracture analysis. The modeling needs to know the phenomena of the analysis result in general. A number of researches have been completed on the calculation of mechanical fracture in the pressure vessel with an internal load. The mechanical fracture was modeled using a neural network approach. In relation to the material resistance of the pressure vessel, which is used in PWR AP1000, the material must be evaluated because of the effect of the load. The modeling is needed to predict the effect of the load. The aim of this study is to evaluate the material resistance through mechanical fracture analysis because of the influence load on the pressure vessel on PWR AP1000. The material, which was observed, is SA 508. This analysis consists of the calculation of stress intensity factor and J-integral with some load at the crack propagation position. The fracture mechanic was analyzed by finite element simulation. The result of Stress Intensity factor and J-Integral was compared with fracture toughness to know the durability of the material. The modeling of J-Integral and Stress Intensity Factor were obtained for some load based on neural network approach. Keywords: Material resistance, mechanical fracture, neural network, PWR, pressure vessel, crack propagation. ABSTRAK EVALUASI FRAKTUR MEKANIK PADA BEJANA TEKAN PWR DAN PEMODELAN BERBASIS NEURAL NETWORK. Komponen penting dari PWR adalah bejana tekan. Ketahanan bahan di bejana tekan perlu dievaluasi. Salah satu cara adalah dengan analisis fraktur mekanik. Pemodelan diperlukan untuk mengetahui fenomena hasil analisis pada umumnya. Terdapat penelitian untuk perhitungan fraktur mekanik dalam bejana tekan dengan beban internal. Penelitian lain adalah hasil dari fraktur mekanik dimodelkan menggunakan pendekatan jaringan syaraf. Sehubungan dengan ketahanan material dari bejana tekan yang digunakan dalam PWR AP1000, bahan harus dievaluasi karena efek dari beban. Pemodelan diperlukan untuk memprediksi pengaruh beban pada bahan dalam bejana tekan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengevaluasi ketahanan material melalui analisis fraktur mekanik karena pengaruh beban pada bejana tekan. Bahan yang diamati, adalah SA 508. Analisis ini terdiri dari perhitungan faktor intensitas tegangan dan J-integral dengan beberapa beban pada posisi perambatan retak. Fraktur mekanik dianalisis dengan metode elemen hingga. Hasil faktor intensitas tegangan dan J-Integral dibandingkan dengan ketangguhan patah untuk mengetahui daya tahan material. Pemodelan J-Integral dan faktor intensitas stres diperoleh untuk beberapa beban berdasarkan jaringan saraf. Kata kunci: Ketahanan bahan, teknik patahan, jaringan syaraf, PWR, bejana tekan, perambatan retak.
ANALYSIS OF GAMMA HEATING AT TRIGA MARK REACTOR CORE BANDUNG USING PLATE TYPE FUEL
Get PDFABSTRACT In accordance with the discontinuation of TRIGA fuel element production by its producer, the operation of all TRIGA type reactor of at all over the word will be disturbed, as well as TRIGA reactor in Bandung. In order to support the continuous operation of Bandung TRIGA reactor, a study on utilization of fuel plate mode, as used at RSG-GAS reactor, to replace the cylindrical model has been done. Various assessments have been done, including core design calculation and its safety aspects. Based on the neutronic calculation, utilization of fuel plate shows that Bandung TRIGA reactor can be operated by 20 fuel elements only. Compared with the original core, the new reactor core configuration is smaller and it results in some empty space that can be used for in-core irradiation facilities. Due to the existing of in-core irradiation facilities, the gamma heating value became a new factor that should be evaluated for safety analysis. For this reason, the gamma heating for TRIGA Bandung reactor using fuel plate was calculated by Gamset computer code. The calculations based on linear attenuation equations, line sources and gamma propagation on space. Calculations were also done for reflector positions (Lazy Susan irradiation facilities) and central irradiation position (CIP), especially for any material samples. The calculation results show that gamma heating for CIP is significantly important (0,87 W/g), but very low value for Lazy Susan position (lest then 0,11 W/g). Based on this results, it can be concluded that the utilization of CIP as irradiation facilities need to consider of gamma heating as data for safety analysis report. Keywords: gamma heating, nuclear reactor, research reactor, reactor safety. ABSTRAK Dengan dihentikannya produksi elemen bakar reaktor jenis Triga oleh produsen, maka semua reaktor TRIGA di dunia terganggu operasinya, termasuk juga reaktor TRIGA 2000 di Bandung. Untuk mendukung pengoperasian reaktor TRIGA Bandung, telah dilakukan kajian penggunaan bahan bakar jenis pelat seperti yang digunakan oleh RSG-GAS. Berbagai langkah analisis telah disiapkan, termasuk perhitungan desain teras, dan sistem keselamatannya. Penggunaan elemen bakar tipe pelat menghasilkkan reaktor dapat dioperasikan hanya dengan 20 elemen bakar. Dibandingkan teras aslinya, nampak bahwa teras baru menjadi lebih kecil dan kompak, rapat dayanya naik, tetapi menyisakan beberapa ruang kosong yang dimungkinkan untuk menempatkan fasilitas iradiasi di teras. Dengan adanya fasilitas iradiasi di dalam teras, maka pembangkitan panas gamma di teras menjadi faktor baru yang harus diperhatikan. Untuk alasan ini, telah dilakukan perhitungan pembangkitan panas gamma teras reaktor Triga 2000 Bandung mengunakan program Gamset. Perhitungan didasarkan pada persamaan atenuasi liner, sumber garis dan arah perambatan tiga dimensi. Selain panas gamma di teras, akan dihitung juga panas gamma di reflektor (Lazy Susan), dan di CIP untuk berbagai jenis bahan. Diperoleh hasil bahwa panas gamma di CIP cukup signifikan (0,87 w/g), tetapi di posisi Lazy Susan relatif kecil, rata-rata hanya 0,11 w/g. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa penggunaan CIP untuk iradiasi perlu mempertimbangkan panas gamma dalam perhitungan LAK nya. Kata kunci: panas gamma, reaktor nuklir, reaktor penelitian, keselamatan reaktor