JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
VALIDATION OF SIMBAT-PWR USING STANDARD CODE OF COBRA-EN ON REACTOR TRANSIENT CONDITION
Get PDFThe validation of Pressurized Water Reactor typed Nuclear Power Plant simulator developed by BATAN (SIMBAT-PWR) using standard code of COBRA-EN on reactor transient condition has been done. The development of SIMBAT-PWR has accomplished several neutronics and thermal-hydraulic calculation modules. Therefore, the validation of the simulator is needed, especially in transient reactor operation condition. The research purpose is for characterizing the thermal-hydraulic parameters of PWR1000 core, which be able to be applied or as a comparison in developing the SIMBAT-PWR. The validation involves the calculation of the thermal-hydraulic parameters using COBRA-EN code. Furthermore, the calculation schemes are based on COBRA-EN with fixed material properties and dynamic properties that calculated by MATPRO subroutine (COBRA-EN+MATPRO) for reactor condition of startup, power rise and power fluctuation from nominal to over power. The comparison of the temperature distribution at nominal 100% power shows that the fuel centerline temperature calculated by SIMBAT-PWR has 8.76% higher result than COBRA-EN result and 7.70% lower result than COBRA-EN+MATPRO. In general, SIMBAT-PWR calculation results on fuel temperature distribution are mostly between COBRA-EN and COBRA-EN+MATPRO results. The deviations of the fuel centerline, fuel surface, inner and outer cladding as well as coolant bulk temperature in the SIMBAT-PWR and the COBRA-EN calculation, are due to the value difference of the gap heat transfer coefficient and the cladding thermal conductivity
SINTESA DAN KARAKTERISASI PADUAN ZrNbMoGe UNTUK MATERIAL KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR
Get PDFSintesa paduan ZrNbMoGe untuk material kelongsong dilakukan dengan proses peleburan dan pengerolan panas untuk menghasilkan pelat tipis dengan ketebalan 1,4 mm. Proses peleburan dilakukan dengan melebur unsur pemadu ZrNbMoGe dalam dapur busur listrik dengan komposisi (prosen berat) 97,5% Zr, 1% Nb, 1% Mo dan 0,5% Ge. Proses pengerolan panas dilakukan pada temperatur 800 oC dan 850 oC dengan rasio reduksi 5 % untuk tiap langkah. Hasil karakterisasi menunjukkan kekerasan ingot dan pelat paduan ZrNbMoGe masing-masing sebesar 199 VHR dan 188 VHR, lebih tinggi dibandingkan kekerasan bahan kelongsong Zirkaloi-4. Peningkatan kekerasan diperkirakan terjadi akibat terbentuknya presipitat keras Zr3Ge dalam ingot selama proses peleburan, yang telah diamati dari hasil uji presipitat dengan SEM-EDX dan uji XRD. Hasil uji korosi dalam lingkungan air aqua bidistillate menunjukkan laju korosi yang cukup rendah sebesar 0,0457 MPY, sedangkan hasil uji oksidasi suhu tinggi pada temperatur 800 oC selama 36 jam memberikan pertambahan berat sebesar 0,0959 mg/cm2, mendekati harga pertambahan berat untuk bahan Zirkaloi-4 sebesar 0,1105 mg/cm2.Kata kunci : sintesa, zirkonium, kelongsong, rol. Synthesis of ZrNbMoGe alloy used for nuclear fuel cladding material was performed by melting and hot rolling processes to produce thin plates of 1.4 mm thickness. The melting process was done by melting the elements of ZrNbMoGe alloy using an arc melting furnace with compositions (weight percentage) of 97.5% Zr, 1% Nb, 1% Mo and 0.5% Ge. The hot rolling process was done at temperatures of 800 oC and 850 oC with reduction ratios of 5% for each step. Result of the characterizations showed that the hardness of ingot and plate of ZrNbMoGe alloy were 199 VHR and 188 VHR respectively. These are higher than the hardness of the cladding material of Zircaloi-4. Increasing of hardness was believed due to the formation of hard precipitates of Zr3Ge in the ingot during the melting process which was observed by precipitate analysis using SEM-EDX and XRD tests. The corrosion tests in deminwater environment showed relatively low corrosion rate of 0.0457 MPY, while the high temperature oxidation test at 800 oC for 36 hours gave additional weight of 0.0959 mg/cm2, similar to that of zirkaloi-4 at 0.1105 mg/cm2. Keywords : synthesis, zirconium, cladding , roll
MANAJEMEN KONVERSI TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA TINGKAT MUAT TINGGI
Get PDFPenggunaan bahan bakar tingkat muat tinggi dapat memperpanjang siklus operasi reaktor sampai 40 hari. Telah dilakukan perancangan konversi teras dari silisida tingkat muat rendah menuju tingkat muat tinggi. Manajemen konversi teras dari teras silisida tingkat muat 2,96 gU/cm3 menuju teras silisida 4,8 gU/cm3 dilakukan secara bertahap dengan melakukan perhitungan manajemen bahan bakar dalam teras yang menggunakan paket program perhitungan 2 dimensi Batan-FUEL. Penggantian bahan bakar di teras menggunakan pola pergeseran bahan bakar 5/1 yaitu setiap awal siklus terjadi penggantian 5 buah elemen bahan bakar standar dan 1 buah elemen bahan bakar kendali. Dengan mempertahankan konfigurasi teras yang sudah ada, konversi teras dapat dilakukan melalui simulasi teras campuran 2,96 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 dengan memperhatikan batasan keselamatan reaktor yang dipersyaratkan. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini adalah untuk merancang teras campuran yang akan menghasilkan parameter neutronik yang aman pada teras penuh pertama silisida tingkat muat tinggi. Dalam perancangan ini digunakan batang kendali pengaman untuk menambah margin padam yang berkurang akibat pemuatan bahan bakar tingkat muat tinggi. Hasil analisis menunjukkan bahwa konversi teras silisida tingkat muat 2,96 gU/cm3 menuju 4,8 gU/cm3 dapat dilakukan melalui teras campuran tidak langsung dalam 2 tahap yaitu konversi teras silisida 2,96 gU/cm3 - 3,55 gU/cm3 dan konversi teras silisida 3,55 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 dengan performa yang baik. Keuntungan utama dari penggunaan bahan bakar silisida tingkat muat tinggi 4,8 gU/cm3 dibanding teras silisida tingkat muat rendah 2,96 gU/cm3 pada teras RSG-GAS ialah bahwa panjang siklus operasi dapat lebih panjang 18 hari sehingga dapat menghemat penggunaan bahan bakar.Kata kunci : silisida, BKP, teras campuran, pola 5/1, Batan-FUEL The usage of high density fuel can extend the reactor operation up to 40 days. Designing of low to high density silicide fueled core conversion has been carried out. The management of core conversion was done gradually using 2 dimensional diffusion code Batan-FUEL. Replacement of unused fuel elements in core using fuel elements reshuffle pattern 5/1, which at the beginning of cycle there are 5 fuel elemnts and 1 control element replaced. By maintaining the existing core configuration, the core conversion can be performed through mix core of 2,96 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 silicide fueled with respect to reactor safety limits requirements. Therefore, the objective of this work is to design the mixed cores on the neutronic performance to achieve safely at first full-silicide core for the reactor with the high uranium meat density. In the design, safety rods were used to increase the decreasing minimum shutdown margin due to high density fuel loading. The analyses results show that silicide core conversion of 2,96 gU/cm3 to 4,8 gU/cm3 density can be performed by means of indirect mix core in two steps i.e. silicide of 2,96 g U/cm3 - 3,55 gU/cm3 core conversion and silicide of 3,55 gU/cm3 - 4,8 gU/cm3 conversion with good performance. The main advantage of using high density silicide fuels of 4.8 gU/cm3 than low density silicide fuels of 2.96 gU/cm3 on the RSG-GAS core is that, the operating cycle length of 18 days could be longer in order to save fuel usage. Keywords : silicide, safety rod, mix core, 5.1 pattern, Batan-FUE
THERMAL NEUTRON FLUX MAPPING ON A TARGET CAPSULE AT RABBIT FACILITY OF RSG-GAS REACTOR FOR USE IN k0-INAA
Get PDFInstrumental neutron activation analysis based on the k0 method (k0-INAA) requires the availability of the accurate reactor parameter data, in particular a thermal neutron flux that interact with a targets inside the target capsule. This research aims to determine and map the thermal neutron flux inside the capsule and irradiation channels used for the elemental quantification using the k0-AANI. Mapping of the thermal neutron flux (фth) on two type of irradiation capsule have been done for RS01 and RS02 facilities of RSG-GAS reactor. Thermal neutron flux determined using Al-0,1%Au alloy through 197Au(n,g) 198Au nuclear reaction, while the flux mapping done using statistics R. Thermal neutron flux are calculated using k0-IAEA software provided by IAEA. The results showed the average thermal neutron flux is (5.6±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.6±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1; (5.2±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 and (5.3±0.4)×10+13 n.cm-2.s-1 for Polyethylene capsule of 1st , 2nd, 3rd and 4th layer respectively. In the case of Aluminum capsule, the thermal neutron flux was lower compared to that on Polyethylene capsule. There were (3.0±0.2)×10+13 n.cm-2.s-1; (2.8±0.1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3.2±0.3)×10+13 n.cm-2.s-1 for 1st, 2nd and 3rd layers respectively. For each layer in the capsule, the thermal neutron flux is not uniform and it was no degradation flux in the axial direction, both for polyethylene and aluminum capsules. Contour map of eight layer on polyethylene capsule and six layers on aluminum capsule for RS01 and RS02 irradiation channels had a similar pattern with a small diversity for all type of the irradiation capsule.Keywords: thermal neutron, flux, capsule, NAA Analisis aktivasi neutron instrumental berbasis metode k0 (k0-AANI) memerlukan ketersediaan data parameter reaktor yang akurat, khususnya data fluks neutron termal yang berinteraksi dengan inti sasaran di dalam kapsul target. Penelitian ini bertujuan menentukan dan memetakan fluks neutron termal di dalam kapsul dan kanal iradiasi yang berbeda untuk kuantifikasi unsur-unsur menggunakan k0-AANI. Pemetaan fluks neutron termal (фth) pada dua jenis kapsul iradiasi telah dilakukan untuk kanal RS01 dan RS02 di reaktor RSG-GAS. Fluks neutron termal ditentukan dengan menggunakan paduan Al - 0,1 % Au melalui reaksi nuklir 197Au (n,g) 198Au, sementara pemetaan fluks dilakukan menggunakan statistik R. Fluks neutron termal dihitung menggunakan perangkat lunak k0-IAEA yang disediakan oleh IAEA. Hasil penelitian menunjukkan bawa rata-rata fluk neutron termal adalah (5,6±0,3)×10+13 n.cm-2.s-1; (5,6±0,4)×10+13 n.cm-2.s-1, (5,2± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 dan (5,3 ± 0,4)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2, 3 dan 4 pada kapsul polietilena. Dalam kasus kapsul aluminium, fluk neutron termal adalah lebih rendah dibandingkan dengan fluk neutron termal pada kapsul polietilena, yaitu (3,0 ± 0,2) ×10+13 n.cm-2.s-1; (2,8 ± 0,1)×10+13 n.cm-2.s-1; (3,2 ± 0,3)×10+13 n.cm-2.s-1 masing-masing untuk lapisan 1, 2 dan 3. Untuk setiap lapisan dalam kapsul, distribusi fluks neutron termal adalah tidak seragam dan tidak ada degradasi fluk dalam arah aksial, baik untuk kapsul polietilena maupun untuk kapsul aluminium. Peta kontur fluk neutron termal untuk delapan lapisan pada kapsul polietilena dan enam lapisan pada kapsul aluminium untuk kanal iradiasi RS01 dan RS02, memiliki pola yang sama dengan keragaman yang relatif kecil untuk semua jenis kapsul iradiasi. Kata kunci: neutron thermal, fluks, kapsul, AA
DISTRIBUSI LOGAM BERAT DALAM SEDIMEN DAERAH ALIRAN SUNGAI CIUJUNG BANTEN
Get PDFPeningkatan aktivitas masyarakat dan industri di sekitar Sungai Ciujung dapat berdampak terhadap penurunan kualitas Sungai Ciujung. Akibatnya peruntukan sungai untuk bahan baku air minum, irigasi dan perikanan sudah tidak sesuai lagi. Pemantauan kualitas sungai merupakan salah satu strategi proteksi lingkungan hidup, untuk itu diperlukan data yang memadai bagi Pemerintah guna melakukan perencanaan. Telah dilakukan penelitian distribusi logam berat di DAS Ciujung untuk mengetahui kualitasnya. Sejumlah cuplikan sedimen diambil dari beberapa titik sampling di DAS, berdasarkan identifikasi sumber pencemarnya. Sampling dibatasi pada batang tubuh Sungai Ciujung (tidak mencakup anak-anak sungai) dari Ciujung bagian hulu sampai dengan Ciujung bagian hilir ada 31 titik pengambilan. Analisis logam menggunakan teknik analisis aktivasi neutron dan AAS. Hasil penelitian menunjukkan bahwa distribusi logam Co, As, Sb, Cr, Fe, Mn, Zn, Pb, Cu, Ni dan Cd berfluktusi tergantung lokasi titik sampling. Konsentrasi tertinggi untuk logam tersebut ditemukan di daerah industri-1 dan hilir. Evaluasi berdasarkan faktor pengkayaan, faktor kontaminasi dan indeks geoakumulasi, disimpulkan bahwa pada daerah hulu kualitas masih bagus tidak terkontaminasi/tercemar. Daerah Industri-1, industri-2 dan Muara sudah terkontaminasi oleh logam Cd yang bersumber dari kegiatan manusia (antropogenik). Evaluasi berdasarkan indeks beban pencemaran menunjukkan bahwa perairan belum terkontaminasi, tetapi daerah muara, industri-1 dan industri-2 memiliki nilai indeks beban pencemaran yang hampir mendekati baseline level, sehingga monitoring kualitas perairan ke depan tetap perlu dilakukan.Kata kunci: Ciujung, AAN, unsur beracun, polutan, sedimen, DAS. Decrease of Ciujung river quality due to industry and community activities, leading to decreased quality of the river. As a result, river designation for raw drinking water, irrigation and fisheries are not suitable. Monitoring the quality of the river is one of the strategies for the environmental protection; therefore a suitable data should be required by government in a regional planning. A study of heavy metal distribution in the watershed Ciujung was carried out to determine its quality. Number of sediment samples was taken from several sampling points in the watershed, based on its pollutan sources identification. Sampling should be limited on main river (not including tributaries) from upstream to downstream river, there are 31 sampling points. Metal was analyzed using neutron activation analysis technique and AAS. The results showed that the distribution of metals Co, As, Sb, Cr, Fe, Mn, Zn, Pb, Cu, Ni and Cd fluctuate depending on the location. The highest concentrations of metals were found in downstream and industries-1 area. Evaluation based on the enrichment factor, contamination factor and index of geoaccumulation, ware concluded that the quality of upstream is still good has not contaminated / polluted. Industrial-1, industrial-2 area and the downstream ware contaminated by Cd metal source from human activity (anthropogenic). Evaluation based on pollution load index indicates that the river has not been contaminated, but the downstream, industry-1 and 2 areas has a value almost close IBT baseline level, therefore water quality monitoring in the future remains to be carried out. Key word: Ciujung, NAA, toxic elements, pollutan, sediment, watersheds
ANALISIS PENGENDALIAN DAYA REAKTOR PCMSR DENGAN LAJU ALIR PENDINGIN
Get PDFPassive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari Molten Salt Reactor (MSR) yang memiliki karakter berbeda dengan lima reaktor generasi IV lainnya, yaitu menggunakan bahan bakar leburan garam. Pada reaktor MSR, garam lebur tidak digunakan sebagai pendingin tetapi digunakan sebagai medium pembawa bahan bakar. Dengan fase bahan bakar yang berupa garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4, maka dapat dilakukan pengendalian daya dengan mengatur laju aliran bahan bakar dan pendingin. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh perubahan laju alir pendingin terhadap daya reaktor PCMSR. Analisis dilakukan dengan empat jenis masukan untuk perubahan laju alir pendingin, yaitu masukan step, ramp, eksponensial, dan sinusoidal. Untuk masukan step, laju alir pendingin dibuat berubah secara mendadak. Selanjutnya untuk masukan ramp dan eksponensal, perubahan laju alir masing-masing dibuat perlahan secara linear dan mengikuti fungsi eksponensial. Kemudian untuk masukan sinusoidal, laju alir berubah naik turun secara periodik dengan memvariasikan frekuensi dari perubahan laju alir tersebut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa penurunan laju alir pendingin sebesar 50% dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada reaktor PCMSR turun sebesar 63% dari daya sebelumnya. Jika terjadi fluktuasi laju aliran pendingin, maka semakin cepat perubahan tersebut, maka respon daya yang diberikan semakin kecil. Pada frekuensi yang sangat cepat, daya reaktor menjadi konstan dan cenderung tidak memiliki respon terhadap laju aliran. Hal ini merupakan salah satu aspek keselamatan reaktor, karena reaktor tidak merespon perubahan yang terlalu cepat. Kemampuan reaktor mengatur daya menyesuaikan laju aliran pendingin merupakan aspek keselamatan lainnya.Kata kunci : PCMSR, pengendalian daya, laju alir pendingin, uji respon Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) is the development of Molten Salt Reactor (MSR) which has different character from other five generation IV reactors, it uses molten salt as fuel. In MSR, the molten salt is not used as coolant but it is used as fuel medium carrier. Due to fuel phase in the form of molten salt of LiF-BeF2-ThF4-UF4, then the power control can be done by controlling fuel and coolant flow rate. The goal of this study is to know the effect coolant flow rate change toward PCMSR power. The analysis examined four kinds of coolant flow rate change input, those are step, ramp, exponential, and sinusoidal input. For the step input, the coolant flow rate was changed suddenly. For the ramp input, the flow rate was changed linearly. In the exponential input, the flow rate is increased and decayed following exponential function. In the sinusoidal input, the flow rate experienced fluctuate change periodically by frequency variation of the flow rate. The result of the study showed that 50% of coolant flow rate decreasing causes 63% of PCMSR power decreasing from the previous power. If a fluctuate change occur in the coolant flow rate, the higher fluctuate change (frequency) of the coolant flow rate, the less power response given. At a very fast frequency, the reactor power becomes constant and tends not to respond the flow rate. The the one of the reactor safety aspect due to the reactor will not response very fast changes. The ability of the reactor to ajust its power follow the coolant flow rate is the other safety aspect. Keywords : PCMSR, power control, coolant flow rate, test respons
CORE DESIGNS OF ABWR FOR PROPOSED OF THE FIRST NUCLEAR POWER PLANT IN INDONESIA
Get PDFIndonesia as an archipelago has been experiencing high growth industry and energy demand due to high population growth, dynamic economic activities. The total population is around 230 million people and 75 % to the total population is living in Java. The introduction of Nuclear Power Plant on Java Bali electricity grid will be possible in 2022 for 2 GWe, using proven technology reactor like ABWR or others light water reactor with nominal power 1000 MWe. In this case, the rated thermal power for the equilibrium cycles is 3926 MWt, the cycle length is 18 month and overall capacity factor is 87 %. The designs were performed for an 872-fuel bundles ABWR core using GE-11 fuel type in an 9×9 fuel rod arrays with 2 Large Central Water Rods (LCWR). The calculations were divided into two steps; the first is to generate bundle library and the other is to make the thermal and reactivity limits satisfied for the core designs. Toshiba General Electric Bundle lattice Analysis (TGBLA) and PANACEA computer codes were used as designs tools. TGBLA is a General Electric proprietary computer code which is used to generate bundle lattice library for fuel designs. PANACEA is General Electric proprietary computer code which is used as thermal hydraulic and neutronic coupled BWR core simulator. This result of core designs describes reactivity and thermal margins i.e.; Maximum Linear Heat Generation rate (MLHGR) is lower than 14.4 kW/ft, Minimum Critical Power Ratio (MCPR) is upper than 1.25, Hot Excess Reactivity (HOTXS) is upper than 1 %Dk at BOC and 0.8 %Dk at 200 MWD/ST and Cold Shutdown Margin Reactivity (CSDM) is upper than 1 %Dk. It is concluded that the equilibrium core design using GE-11 fuel bundle type satisfies the core design objectives for the proposed of the firs Indonesia ABWR Nuclear Power Plant.Keywords: The first NPP in Indonesia, ABWR-1000 MWe, and core designs. Indonesia adalah sebagai negara kepulauan yang laju pertumbuhan industri, energi, penduduk dan ekonominya cukup tinggi. Pada saat ini, jumlah penduduk Indonesia ada sekitar 230 juta dan 75 % dari jumlah penduduk tersebut tinggal di Pulau Jawa. Pada tahun 2022, dimungkinkan sistem jaringan Jawa-Bali dapat menerima beban 2 unit PLTN yang teknologinya sudah teruji seperti PLTN ABWR atau PLTN air ringan lainnya yang kapasitasnya masing-masing 1 GW. Untuk itu diambilah contoh perhitungan untuk PLTN ABWR pada siklus keseimbangan dengan daya termal 3926 MWt dan lama operasi 18 bulan dan kapasitas faktornya minimum 87 %. Desain ini telah dicapai dengan jumlah bahan bakar teras 872 bundel bahan bakar tipe GE-11 yang susunannya 9×9 batang bahan bakar yang ditengahnya ditempatkan 2 bahan bakar besar tiruan yang berisi air. Ada 2 langkah perhitungan; pertama adalah menggenerasikan pustaka data bundel bahan bakar dan selanjutnya digunakan untuk analisis termal dan reaktivitas dalam teras. Desain teras menggunakan kode komputer Toshiba General Electric Bundle Lattice Analysis (TGBLA) dan PANACEA. TGBLA adalah sebuah kode komputer yang dimiliki oleh General Electric Nuclear Energy untuk menggenerasikan pustaka data dalam sistem satuan cell dalam setiap batang bahan bakar dalam setiap bundle. PANACEA adalah kode komputer milik General Electric yang digunakan untuk analisis thermal hydraulic dan netronik yang digabung dalam simulator PLTN BWR. Hasil desain teras menguraikan tentang karakteristik termal dan reaktivitas teras seperti; laju maksimum pembangkitan panas linier (MLHGR) adalah lebih rendah dari 14,4 kW/ft, rasio daya kritis minimum (MCPR) adalah diatas dari 1,25, Reaktivitas Panas Lebih (HOTXS) adalah lebih besar dari 1 %Dk pada BOC dan 0,8 %Dk pada 200 MWD/ST dan reaktivitas shutdown margin dingin (CSDM) adalah lebih besar dari 1 %Dk. Untuk itu dapat disimpulkan bahwa desain teras PLTN ABWR pertama untuk diusulkan dibangun pertama di Indonesia dengan menggunakan bundle bahan bakar tipe GE-11 adalah telah memenuhi persyaratan dan tujuan desain. Kata kunci: PLTN pertama di Indonesia, ABWR-1000 MWe, dan desain teras
ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000
Get PDFPembangkit uap merupakan penukar panas, yang bagian atasnya adalah steam drum yang memuat separator uap. Separator ini memisahkan kandungan air yang terbawa oleh uap dari sisi shell. Uap kering yang dihasilkan dari separator digunakan untuk memutar turbin. Tujuan penelitian ini adalah menganalisis karakteristik pemisahan uap kering pada separator pembangkit uap AP1000, berdasarkan parameter fraksi void dalam kondisi aliran dua fasa dengan menggunakan RELAP5/SCDAP.Mod3.4. Data awal mencakup data dimensi dan parameter temperatur, tekanan, laju alir massa (943,0 kg/s), fraksi void, entalpi cair dan uap saturasi. Untuk memperoleh karakteristik separator maka analisis ini difokuskan pada sistem separator secara terpisah pada kondisi tunak. Nodalisasi untuk RELAP5/SCDAP.Mod3.4, terdiri dari model separator (default), volume, junction dan time-dependent junction dengan time-dependent volume sebagai kondisi batas. Kondisi uap kering terlihat pada parameter fraksi void yang keluar dari separator. Hasil menunjukkan bahwa semakin tinggi temperatur uap dari sisi shell pembangkit uap maka cenderung semakin tinggi uap kering yang dihasilkan. Pemisahan uap kering yang keluar dari separator ditunjukkan pada parameter fraksi void sebesar sekitar 0,99.Kata kunci: separator uap, pembangkit uap, RELAP5/SCDAP.Mod3.4, fraksi void A steam generator is heat exchanger in which the top side is steam drum containing steam separator. The separator is used to separate the water content carried by the steam come from The shell side. Dry vapor produced from the separator is used to turn turbines. this paper analyzes the dry Steam separation characteristic In The separator of AP1000 steam generator based on the parameters of void fraction in two phase flow using RELAP5/SCDAP.Mod3.4. The initial data include data dimensions and operating data (temperature, pressure, flow rate (943.0 KG/S), void fraction, enthalpy of water and saturation vapor. To obtain the characteristics of separator SO analysis is focused on the separator system separately at steady state. The RELAP5/SCDAP.Mod3.4 nodalization is consists of separator model default, volume, junction, time-dependent junction and time-dependent volume as a boundary condition. Dry vapor from the separator outlet can be shown based on void fraction parameters. The Result shows that higher temperature steam from the steam generator shell side is likely the higher the dry vapor produced. The separation of dry steam coming out from the separator IS shown as a void fraction parameter of about 0.99. Keywords: steam separator, steam generator, RELAP5/SCDAP.Mod3.4, void fractio
DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK
Get PDFManfaat yang luas dari penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah reaktor tipe reaktor serbaguna (MPR) dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif sedang atau rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia yang paling muda usianya sudah berumur 25 tahun. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif, disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada. Tujuan dari riset ini mendapatkan konfigurasi teras setimbang reaktor riset yang optimal dengan kriteria memiliki fluks neutron termal minimum sebesar 2,5x1014 n/cm2 s pada daya 20 MW (minimum), memiliki panjang operasi satu siklus lebih dari 40 hari dan penggunaan bahan bakar yang paling efisien. Desain neutronik dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi dan jenis reflektor yang bervariasi. Desain dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL. Hasil desain konseptual menyajikan 4 konfigurasi teras yaitu 5×5, 5×7, 6×5 dan 6×6. Hasil optimasi menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat muat 235U sebesar 450 g, reflektor berilium, fluks neutron termal maksimum di daerah reflektor sebesar 3,33×1014 neutron cm-2s-1 dan panjang siklus 57 hari merupakan desain teras reaktor riset inovatif yang paling optimal.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum,berilium, D2O, WIMS, BATAN-FUEL The multipurpose of research reactor utilization make many countries build the new research reactor. Trend of this reactor for this moment is multipurpose reactor type with a compact core to get high neutron flux at the low or medium level of power. The research newest reactor in Indonesia right now is already 25 year old. Therefore, it is needed to design a new research reactor, called innovative research reactor (IRR) and then as an alternative to replace the old research reactor. The aim of this research is to get the optimal configuration of equilibrium core with the acceptance criteria are minimum thermal neutron flux is 2.5E14 n/cm2 s at the power level of 20 MW (minimum), length of cycle of more than 40 days, and the most efficient of using fuel in the core. Neutronics design has been performed for new fuel of U-9Mo-Al with various fuel density and reflector. Design calculation has been performed using WIMSD-5B and BATAN-FUEL computer codes. The calculation result of the conceptual design shows four core configurations namely 5x5, 5x7, 6x5 and 6x6. The optimalization result for equilibrium core of innovative research reactor is the 5x5 configuration with 450 gU fuel loading, berilium reflector, maximum thermal neutron flux at reflector is 3.33E14 n/cm2 s and lenght of cycle is 57 days is the most optimal of IRR. Keywords: conceptual design, uarium-molibdenum-uarium feul, berilium, D2O, WIMS, BATAN-FUE