JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2
Get PDFABSTRAK Analisis Konveksi Alam Teras Reaktor Triga Berbahan Bakar Tipe Pelat MENGGUNAKAN COOLOD-N2. Rencana penghentian produksi elemen bakar jenis TRIGA oleh produsen elemen bakar reaktor TRIGA, sudah seharusnya diantisipasi oleh badan pengoperasi reaktor TRIGA untuk menggantikan elemen bakar tipe silinder tersebut dengan tipe pelat yang tersedia di pasaran. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan untuk model teras reaktor dengan spesifikasi utama menggunakan bahan bakar U3Si2Al dengan pengayaan uranium sebesar 19,75% dan tingkat muat 2,96 gU/cm3. Analisis dilakukan menggunakan program COOLOD-N2 yang tervalidasi pada konfigurasi teras TRIGA konversi berbahan bakar tipe pelat, yang tersusun atas 16 elemen bakar, 4 elemen kendali dan 1 fasilitas iradiasi yang terletak tepat di tengah teras. Hasil analisis menunjukkan bahwa dengan temperatur pendingin masuk ke teras sebesar 37oC, dan rasio faktor puncak daya radial ≤ 1,92 maka daya maksimum yang dapat dioperasikan pada moda operasi konveksi bebas adalah 600 kW. Karakteristik termohidrolika yang diperoleh antara lain adalah temperatur pendingin di sisi outlet, kelongsong dan meat masing-masing sebesar 82,39oC, 108,88oC, dan 109,02oC, pada ΔTONB (Temperature Onset of Nucleate Boiling) =7,18oC dan nilai OFIR (Onset of flow instability ratio) =1,03 Hasil yang diperoleh dari perhitungan ini diharapkan dapat dijadikan acuan untuk menentukan tingkat daya reaktor TRIGA berbahan bakar pelat. Kata kunci: TRIGA Konversi, COOLOD-N2, karakteristik termohidrolika, konveksi alam, elemen bakar tipe pelat. ABSTRACT ANALYSIS OF NATURAL CONVECTION IN TRIGA REACTOR CORE PLATE TYPES FUELED USING COOLOD-N2. Any pretensions to stop the production of TRIGA fuel elements by TRIGA reactor fuel elements manufacturer should be anticipated by the operating agency of TRIGA reactor to replace the cylinder type fuel element with plate type fuel element that available on the market. In this study, the calculation of U3Si2Al fuel with uranium enrichment of 19.75 % and a load level of 2.96 gU/cm3 was performed. Analyses were performed using the validated COOLOD - N2 program. TRIGA conversion core configurations of fuel plate type are composed of 16 fuel elements, 4 control elements and 1 irradiation facilities which are located in the middle of core. The calculation results showed that if the cooling temperature was 37°C, and the ratio of radial power peaking factor ≤ 1.92, then the maximum power that can be operated on free convection mode of operation was 600 kW. The thermalhydraulic characteristic obtained such as coolant temperature at the outlet side, cladding and meat were 82.39°C, 108.88°C and 109.02°C respectively, while the ΔTONB (Temperature Onset of Nucleate Boiling) was 7.18°C and OFIR (Onset of flow instability ratio) value was 1.03. The results are expected to be used as a reference for determining the power level of the TRIGA reactor core plate types fueled. Keywords: TRIGA Convertion, COOLOD-N2, Thermalhydraulics characteristic, natural convection, plate type fuel element
PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe
Get PDFABSTRAK PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe. Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor. Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang. Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan akan meningkatkan ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan. Kata kunci: dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe, probabilistik, atmosferik, PC-Cosyma ABSTRACT THE INFLUENCE OF ATMOSPHERIC CONDITIONS TO PROBABILISTIC CALCULATION OF IMPACT OF RADIOLOGY ACCIDENT ON PWR-1000MWe. The calculation of the radiological impact of the fission products releases due to potential accidents that may occur in the PWR (Pressurized Water Reactor) is required in a probabilistic. The atmospheric conditions greatly contribute to the dispersion of radionuclides in the environment, so that in this study will be analyzed the influence of atmospheric conditions on probabilistic calculation of the reactor accidents consequences. The objective of this study is to conduct an analysis of the influence of atmospheric conditions based on meteorological input data models on the radiological consequences of PWR-1000MWe accidents. Simulations using PC-Cosyma code with probabilistic calculations mode, the meteorological data input executed cyclic and stratified, the meteorological input data are executed in the cyclic and stratified, and simulated in Muria Peninsula and Serang Coastal. Meteorological data were taken every hour for the duration of the year. The result showed that the cumulative frequency for the same input models for Serang coastal is higher than the Muria Peninsula. For the same site, cumulative frequency on cyclic input models is higher than stratified models. The cyclic models provide flexibility in determining the level of accuracy of calculations and do not require reference data compared to stratified models. The use of cyclic and stratified models involving large amounts of data and calculation repetition will improve the accuracy of statistical calculation values. Keywords: accident impact, PWR 1000 MWe, probabilistic, atmospheric, PC-Cosym
ANALISIS TRANSIEN PADA FIXED BED NUCLEAR REACTOR
Get PDFDesain teras Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) yang modular memungkinkan pengendalian daya dapat dilakukan dengan mengatur ketinggian suspended core dan laju aliran massa pendingin. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari perubahan daya termal teras sebagai akibat perubahan laju aliran massa pendingin yang masuk ke teras reaktor dan perubahan ketinggian suspended core serta mempelajari karakteristik keselamatan melekat yang dimiliki FBNR saat terjadi kegagalan pelepasan kalor (loss of heat sink). Keadaan neutronik teras dimodelkan pada kondisi tunak dengan menggunakan paket program Standard Reactor Analysis Code (SRAC) untuk memperoleh data fluks neutron, konstanta grup, fraksi neutron kasip, konstanta peluruhan prekursor neutron kasip, dan beberapa parameter teras penting lainnya. Selanjutnya data tersebut digunakan pada perhitungan transien sebagai syarat awal. Analisis transien dilakukan pada tiga kondisi, yaitu saat terjadi penurunan laju aliran massa pendingin, saat terjadi penurunan ketinggian suspended core, dan saat terjadi kegagalan sistem pelepasan kalor. Hasil yang diperoleh dari penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran massa pendingin sebesar 50%, dari kondisi normal, menyebabkan daya termal teras turun 28% dibanding daya sebelumnya. Penurunan ketinggian suspended core sebesar 30% dari ketinggian normal menyebabkan daya termal teras turun 17% dibanding daya sebelumnya. Sementara untuk kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor, daya termal teras mengalami penurunan sebesar 76%. Dengan demikian, pengendalian daya pada FBNR dapat dilakukan dengan mengatur laju aliran massa pendingin dan ketinggian suspended core, serta keselamatan melekat yang handal pada kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor.Kata kunci: FBNR, transien, daya, laju aliran massa, suspended core Modular in design enables Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) power controlled by the adjustment of suspended core and coolant flow rate. The main purposes of this paper are to learn the change of thermal power caused by the change of suspended core height and coolant flow rate, and also to learn the inherent safety when loss of heat sink condition prevailed. The Core was modelled on steady condition by using Standard Reactor Analysis Code (SRAC) to obtain neutron flux, group constants, delayed neutron fraction, delayed neutron precursor decay constants, and several core parameters. These data will be used as initial value on the transient calculations. Transient analysis was conducted on the following conditions: coolant flow rate changes, suspended core height changes and loss of heat sink occours. The calculated result showed that when the coolant flow rate is 50% decreased, thermal power of FBNR is 28% decreased. When suspended core height is 30% decreased, thermal power of FBNR is 17% decreased. Meanwhile, thermal power at loss of heat sink condition is 76% decreased. Therefore, the adjustment of suspended core height and coolant flow rate can control thermal power of FBNR, and FBNR’s inherent safety is reliable at loss of heat sink condition. Keywords: FBNR, transient, power, flow rate, suspended cor
PENGEMBANGAN SISTEM PEMANTAUAN KONDISI UNTUK KESELAMATAN ROTATING MACHINE DI PWR DENGAN MOTOR CURRENT SIGNATURE ANALYSIS
Get PDFPemantauan kondisi rotating machine sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan operasi sekaligus untuk meningkatkan efisiensi operasi di PWR. Salah satu teknik pemantauan kondisi terbaik yang dewasa ini dipilih karena mudah, non-invasive dan murah dalam implementasinya adalah Motor Current Signature Analysis (MCSA). Namun sayangnya penelitian aplikasi teknik ini untuk perangkat keras yang compact, low cost, berkelas industri dan layak untuk aplikasi pembangkit daya bertenaga nuklir sangat terbatas. Penelitian ini bertujuan untuk mengembangkan metode pemantauan kondisi berbasis MCSA dengan perangkat keras berkelas industri yang kompak untuk pembangkit daya tenaga nuklir. Penelitian meliputi aspek pengembangan perangkat keras real-time berbasis FPGA-CompactRIO, pembuatan modul untuk penampil early warning, pengujian unjuk kerja algoritma perangkat kerasnya, analisis spektrum berbagai kerusakan komponen motor elektrik, serta pengujian kinerjanya dalam mendeteksi berbagai kerusakan. Sistem pemantauan mampu mengeksekusi dengan total waktu eksekusi berkisar 164 ms, berhasil mendeteksi spektrum frekuensi berbagai kerusakan di motor induksi seperti stator shorted turn berkisar 75%, rotor broken bar 95%, eccentricity 65%, dan mechanical misalignment 85%, termasuk gangguan catu daya voltage unbalance 100%. Berdasarkan unjuk kerja perangkatnya, sistem pemantauan kondisi rotating machine ini menjadi salah satu alternatif terbaik untuk sistem pemantauan berbagai perangkat pemantauan di reaktor nuklir.Kata kunci : Pemantauan kondisi, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA) Condition monitoring of rotating machine is essential to guarantee the safety operation as well as to improve the efficiency of nuclear power plants operations. One of the promising condition monitoring techniques which has been preferred currently since it is simple, non-invasive and inexpensive is Motor Stator Signature Analysis (MCSA). However, the investigation of the MCSA technique using a compact, low cost, and having industrial class hardware which is capable for nucear power plant applications has been limited. The research is aimed to develop condition monitoring method based on MCSA utilizing a compact industrial class for nuclear power plant. The investigation includes development of condition monitoring based on real-time FPGA-CompatRIO hardware, development of a custom built display module for early warning system, testing of the monitoring hardware, fault frequency analysis of electric motors including the performances of fault detections. The condition monitoring system is able to execute a fault detection task around 164 ms, to recognize accurately fault frequencies of stator shorted turn for about 75%, broken rotor bar around 95%, eccentricity 65%, mechanical misalignment 85%, including supply voltage unbalances 100%. The condition monitoring system based on its performance assessments could become a suitable alternative not only for rotating machines but also condition monitoring for other nuclear reactor components. Keywords : Condition monitoring, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA
PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR
Get PDFKajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.Kata kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR Reactor safety assessment of nuclear power plants using probabilistic assessment methodology is most important in addition to the deterministic assessment. The methodology of Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the postulations beyond design basis accidentsof PWR AP - 1000 would be taken, and simulated at West Bangka sample site. The series of calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental site, exposure pathway modeling, analysis of radionuclide dispersion and transport phenomena in the environment, radionuclide deposition analysis, analysis of radiation dose, protection & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The results prove that the safety assessment using Level 3 PSA methodology is very effective and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident management especially for severe accidents or beyond design basis accidents of nuclear power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA. Keywords: Level 3 PSA, accident, PW
APLIKASI PENSILBARIS1.2 UNTUK DESAIN KESELAMATAN IRADIATOR GAMMA BATAN 500K
Get PDFAspek keselamatan penggunaaan radiasi gamma, khususnya penggunaan iradiator gamma perlu ditekankan untuk menjamin keselamatan personil maupun keselamatan lingkungan. Keselamatan radiasi pekerja diperhitungkan pada saat fasilitas iradiasi beroperasi normal dan ketika sedang dilakukan bongkar-muat sumber radiasi dan perawatan/perbaikan fasilitas dengan sumber radiasi berada di dalam kolam penyimpan atau di rak khusus penyimpan sumber. Jenis dan tebal dinding beton ruang papar yang sekaligus berfungsi sebagai perisai radiasi perlu dipertimbangkan, agar paparan radiasi di lingkungan fasilitas iradiator ini memenuhi kriteria keselamatan radiasi yang ditetapkan BAPETEN. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan PensilBaris1.2 dengan teknik integrasi kernel titik dan sebagai pembanding digunakan program MCNP5 dengan teknik Monte Carlo. Fasilitas iradiator gamma inovatif yang akan didesain berdimensi panjang 13 m, lebar 6 m dan tinggi 4 m. Radiasi gamma bersumber dari 36-52 batang Cobalt-60 beraktivitas total 500 kCi yang disusun tegak berjajar yang berjarak sama dalam sepasang rak sejajar bertingka dua dengan panjang 135 cm dan tinggi 100 cm. Jarak pisang antara sepasang rak sumber gamma ditetapkan 120 cm. Hasil perhitungan program PensilBaris1.2 untuk dinding beton dengan kerapatan 2,45 g/cm3 berturut-turut memberikan 141,6; 164,4 dan 154,9 cm dan program MCNP5 berturut-turut memberikan ketebalan 145, 155 dan 140 cm. Perbedaan hasil dari kedua tool ini, selain disebabkan oleh teknik dan metode komputasi yang berbeda, disebabkan karena adanya perbedaan pustaka data tampang interaksi foton dengan materi dan faktor bangkit dosis yang digunakan. Hasil perhitungan menggunakan PensilBaris1.2 dengan kerapatan 2,35 g/cm3 memberikan tebal dinding beton dalam arah memanjang, melebar dan meninggi berturut-turut 147,4; 170,7 dan 161,4 cm. Kedalaman benam minimal ujung atas sumber dari permukaan air kolam menggunakan PensilBaris1.2 sebesar 4,85 meter untuk laju dosis 0,25 mrem/jam dan 3,25 m untuk nilai batas 2,5 mrem/jam, sedangkan bila menggunakan MCNP5 memberikan harga yang tak begitu jauh berbeda. Bedasarkan hasil perhitungan ini telah dibuat desain dasar fasilitas radiator gamma yang dapat dilanjutkan kedesain lengkap sehingga dapat diaplikasikan untuk kepentingan masyarakat.Kata kunci: iradiator gamma, laju dosis radiasi, dosis radiasi total, keselamatan radiasi, perisai radiasi, PensilBaris, MCNP5. The safety aspects of the gamma radiation application, especially in using of gamma irradiators is required to guarantee the personnel safety and environmental safety. The radiation safety of workers is reckoned in normal operation of the irradiation facility and in loadingunloading of radiation source and maintenance or repairing of this facility when radiation source inside the storage pool or in the depository racks. The type and thickness of concrete wall that serves as radiation shielding should be considered, so the radiation exposure in the environment fulfil with the radiation safety criteria established by BAPETEN. Calculation performed by using the PensilBaris1.2 computer code with a point kernel integration technique and as comparison using MCNP5 code with the Monte Carlo techniques. The facility of innovative gamma irradiator has dimension of length, wide dan hight 13, 6 and 4 m, respectively and gamma sources emitted from 36-52 Cobalt-60 rods with 500 kCi total activities that are arranged in a pair of parallel 2-level rack in 135 cm long and 100 cm height. The results of calculation using PensilBaris1.2 give a thickness of 2.45 g/cm3 density concrete wall in length, wide and hight are 14.,6; 164.4 and 15.,6 cm, revectively. Similar analysis using MCNP5 but for 2.45 g/cm3 density concrete wall, giving the thickness of 145, 155 and 140 cm, resvectively. The difference results from both tools, other than due to the technical and computational methods are different, may be caused also by differences in the data library of the photon interaction cross-section to the matter and dose built-up factor used. Meanwhile, the result from PensilBaris1.2 using density of concrete wall 2.35 g/cm3 give the thickness of wall in length, wide and hight of 147.4; 170.7 and 161.4 cm, respectively. Minimum under water depth of the upper end of the source rack from the water surface using PensilBaris1.2 giving 4.85 m for 0.25 mrem/h and 3.25 m for the limit value 2.5 mrem/h dose rate, whereas using MCNP5 giving not so much significantly different values. Based on these calculations the basic design of gamma irradiator facility has been made and then it will be continued to detail design so after that it can be fabricated for operation. Keywords: gamma irradiators, radiation dose rate, total radiation dose, radiation safety, radiation shielding, PensilBaris, MCNP5
ANALISIS DESAIN PROSES SISTEM PENDINGIN PADA REAKTOR RISET INOVATIF 50 MW
Get PDFReaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan jenis MTR (Material Testing Reactor) yang dipersiapkan ke depan sebagai desain reaktor baru. Daya RRI telah ditetapkan dari perhitungan neutronik dan termohidrolika teras yaitu 50 MW termal. Reaktor bertekanan 8 kgf/cm2 dan laju aliran massa pendingin primer 900 kg/s. Tantangan yang penting dalam menindak lanjuti desain reaktor ini adalah analisis desain pada sistem pendingin. Makalah ini bertujuan untuk menganalisis desain proses sistem pendingin utama reaktor RRI daya 50 MW (RRI-50) dengan menggunakan program Chemcad 6.1.4. Dalam analisis ini dilakukan perhitungan neraca massa dan energi (mass/energy balances) pada sistem pendingin primer dan sekunder sebagai pendingin utama. Masing-masing sistem pendingin tersebut terdiri dari 2 jalur beroperasi secara paralel dan 1 jalur redundansi. Disamping itu untuk desain termal unit komponen telah dianalisis dengan program RELAP5, frenchcreek dan Metoda Analitik. Hasil analisis yang diperoleh adalah desain diagram sistem pendingin yang mencakup data parameter entalpi, temperatur, tekanan dan laju aliran massa pendingin untuk masing-masing jalur. Adapun hasil desain unit komponen utama pada RRI-50 adalah tangki tunda dengan volume 51,5 m3, 2 unit pompa sentrifugal dan 1 unit pompa cadangan pada pendingin primer daya 141 kW/pompa dan pendingin sekunder daya 206 kW/pompa, 2 unit penukar panas tipe shell-tube dengan koefisien termal overall 1377 W/m2.oC dan 4 unit menara pendingin yang mampu melepaskan panas ke udara dengan desain temperatur approach 5,0 oC dan temperatur range 9,0 oC. Desain sistem pendingin reaktor RRI-50 ini telah menetapkan parameter operasi sistem pendingin yaitu temperatur, tekanan dan laju aliran massa pendingin dengan mempertimbangkan tuntutan aspek keselamatan teras reaktor sehingga desain temperatur maksimum pendingin masuk ke teras 44,5 oC. Kata kunci : RRI 50 MW, desain sistem pendingin, program Chemcad 6.1.4 Innovative Research Reactor RRI is a type of MTR (Material Testing Reactor), which is being prepared in the future as a design of new reactor. The power of RRI has been determined based on the core thermalhydraulic and neutronic calculation, which is 50 MWt. The reactor pressure is 8 kgf/cm 2 and coolant mass flow rate is 900 kg/s. The important challenge in the follow up of this reactor design is the design analysis of cooling system. The purpose of this study is to analyze the design of RRI reactor main coolant system at the power of 50 MWt (RRI-50) using ChemCAD 6.1.4. In this analysis the mass and energy balances at the primary and secondary cooling system are calculated as main coolant. Each of the cooling system consists of two lines operating in parallel and redundancy lines. Besides that, the thermal design of the component units have been analyzed using RELAP5, FrenchCreek and Analytical Methods. The analyses result obtained is a design of cooling system diagram which includes parameter of enthalpy, temperature, pressure and coolant mass flow rate of each line. Meanwhile, design result of main component unit are delay tank of 51.5 m3 volume, 2 unit centrifugal pumps and 1 unit stand-by pump for the primary coolant pump each of 141 kW power and secondary coolant pump each of 206 kW power, 2 unit of shell-tube heat exchanger with overall thermal coefficient of 1377 W/m2.oC and 4 unit cooling tower that capable to release the heat to the air at approach temperature of 5,0 oC and range temperature of 9,0 oC. design of reactor coolant system RRI-50 has decided the operating parameters of cooling system are temperature, pressure and mass flow rate by considering into the demands of the safety aspects of the reactor core therefore design of maximum coolant temperature to the reactor core is 44,5 oC. Keywords : RRI 50MW, design of cooling system, program Chemcad 6.1.4
DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE
Get PDFTelah dilakukan desain teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe untuk keperluan proses smelter pada keadaan beginning of life (BOL). Analisis ini bertujuan untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5 (MCNP5) dan dari hasil analisis ini diharapkan dapat memenuhi syarat dalam mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar merata di wilayah Indonesia. Hasil penelitian menunjukkan bahwa, faktor perlipatan efektif (k-eff) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan efektif 1,00031±0,00087 dan nilai koefisien reaktivitas suhu pada -10,0006 pcm/K. Dari hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman. ABSTRACT The core design of Nuclear Power Plant for Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) type with 70 MWe capacity power in Beginning of Life (BOL) has been performed. The aim of this analysis, to know percent enrichment, temperature distribution and safety value by negative temperature coefficient at type PBMR if reactor power become lower equal to 70 MWe. This analysis was expected become one part of overview project development the power plant with 10.000 MWe of total capacity, spread evenly in territory of Indonesia especially to support of smelter industries. The results showed that, effective multiplication factor (keff) with power 70 MWe critical condition at enrichment 5,626 %is 1,00031±0,00087, based on enrichment result, a value of the temperature coefficient reactivity is - 10,0006 pcm/K. Based on the results of these studies, it can beconcluded that the PBMR 70 MWe design is theoritically safe
PENGEMBANGAN MODEL UNTUK SIMULASI KESELAMATAN REAKTOR PWR 1000 MWe GENERASI III+ MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER RELAP5
Get PDFReaktor daya PWR AP1000 yang didesain oleh Westinghouse adalah reaktor Generasi III+ pertama yang telah menerima persetujuan desain dari U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Saat ini utilitas China telah memulai pembangunan beberapa unit AP1000 di dua tapak terpilih untuk rencana operasi pada 2013-2015. AP1000 sebagai desain PWR berdasarkan teknologi teruji dari desain PWR lainnya yang dibuat oleh Westinghouse dengan penguatan pada sistem keselamatan pasif dengan demikian dapat dipertimbangkan untuk dibangun di Indonesia bila mengacu pada persyaratan pada PP 43/2006 mengenai Perijinan Reaktor Nuklir. Namun demikian, desain tersebut perlu diverifikasi oleh Technical Support Organization (TSO) independen sebelum dapat dibangun di Indonesia. Verifikasi dapat dilakukan menggunakan paket program RELAP5 dalam bentuk analisis kecelakaan. Selama ini analisis kecelakaan PLTN dilakukan untuk tipe PWR 1000 MWe dari generasi II atau tipe konvensional. Mengingat saat ini referensi yang menggambarkan teknologi AP1000 yang menyertakan teknologi keselamatan pasif sudah tersedia maka dilakukan kegiatan pemodelan yang nantinya dapat digunakan untuk melakukan analisis kecelakaan. Metode pengembangan model mengacu pada pedoman IAEA yang terdiri dari pengumpulan data instalasi, pengembangan engineering data dan penyusunan input deck, verifikasi dan validasi data input. Model yang berhasil dikembangkan secara umum telah mewakili sistem AP1000 secara keseluruhan dan dianggap sebagai model dasar. Model tersebut telah diverifikasi dan divalidasi dengan data desain yang terdapat pada referensi dimana respon parameter termohidraulika menunjukkan perbedaan hasil ± 3% selain untuk parameter penurunan tekanan teras yang lebih rendah 13%. Sebagai model dasar, input deck yang diperoleh dapat dikembangkan lebih lanjut dengan mengintegrasikan pemodelan sistem keselamatan, sistem proteksi, dan sistem kendali yang spesifik AP1000 untuk keperluan simulasi keselamatan yang lebih rinci.Kata kunci: pemodelan, Generasi III+, RELAP5. Westinghouse’s AP1000 reactor design is the first Generation III+ nuclear power reactor to receive final design approval from the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Currently, the China’s utilities are starting construction several units of AP1000 on two selected sites for scheduled operation in 2013–2015. The AP1000, based on proven technology of Westinghouse-designed PWR with enhancement on the passive safety system, could be considered to be built in Indonesia referring to the requirements of government regulation No. 43/2006 regarding the Nuclear Reactor Licensing. To be accepted by the regulation agency, the design needs to be verified by independent Technical Support Organization (TSO), which can be done using RELAP5 computer code as accident analyses. Currently, NPP safety accident analysis is performed for PWR 1000 MWe of generation II or conventional type. Considering that nowadays references about the technology of AP1000 that includes passive safety technology has been available and assessed, a modeling activity used for future accident analyzes is introduced. Method for developing the model refers to IAEA guide consisting of plant data collection, engineering data and input deck development, and verification and validation of input data. The model developed should be considered preliminary but has been generally representing the AP1000 systems as the basic model. The model has been verified and validated by comparing thermalhidraulic parameter responses with design data in references with ± 13% deviation except for core pressure drop with 13% lower than design. As a basic model, the input deck is ready for further development by integrating safety system, protection system and control system model specified for AP1000 for purposes of safety simulation in detailed way. Keywords: Modeling, Generation III+ , RELAP5
ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2
Get PDFPada tanggal 9 Februari 1991, terjadi kecelakaan putusnya pipa pemanas pembangkit uap (Steam Generator Tube Rupture/SGTR) pada PLTN Mihama Unit 2. Dari kejadian tersebut, diperoleh catatan sekuensi kecelakaan berupa aktuasi sistem proteksi dan fitur keselamatan terekayasa dalam memitigasi kebocoran dari sistem primer ke sistem sekunder. Urutan sekuensi tersebut kemudian diterapkan pada PWR standar Jepang untuk disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Tujuannya untuk mengevaluasi konsekuensi yang terjadi bila kecelakaan tersebut terjadi pada PWR standar Jepang. Parameter yang dibandingkan adalah laju alir kebocoran, perubahan tekanan primer dan sekunder dan perubahan level di dalam pressurizer. Hasil simulasi menunjukkan perbedaan lama waktu kejadian SGTR hingga berhentinya kebocoran yang berlangsung lebih pendek pada PWR standar Jepang. Selain itu jumlah pendingin primer yang bocor dan jumlah uap yang terlepas dari MSRV tercatat lebih besar daripada PWR Mihama unit 2. Karakter aliran kebocoran, fluktuasi tekanan primer, dan level pressurizer sedikit berbeda pada tahap-tahap awal kejadian, namun relatif sama pada tahap akhir ketika aliran kebocoran dapat dihentikan. Hasil simulasi juga menunjukkan perlunya tindakan operator secara manual yang ditunjukkan dari isolasi sistem air umpan bantu (AFW) pada pembangkit uap yang bocor, aktuasi katup pelepas uap (MSRV) pada pembangkit uap yang utuh dan aktuasi auxiliary spray dan power operated relief valve (PORV) pada pressurizer untuk mengantisipasi kejadian sebagai bagian dari prosedur operasi darurat.Kata kunci: SGTR, PWR Mihama Unit 2, PWR standar Jepang On February 9,1991, a Steam Generator Tube Rupture (SGTR) took place at the Mihama Unit No. 2. From that event, the accident sequence representing the actuation of protection system and engineered safety feature to mitigate the leak from primary system to secondary system is recorded. That sequence is then applied on the Japanese standard PWR to be simulated using RELAP5/SCDAP/Mod3.2 thermal-hydraulic code. The purpose is to compare consequences resulted if this accident is occurred on the Japanese standard PWR. Parameter compared are break mass flow, fluctuation of primary and secondary pressure, and fluctuation of pressurizer level. The simulation result shown that the difference in the time duration from the initiation of rupture up to the leak termination, which takes place in shorter duration on the standard Japanese PWR. It is also shown that the total amount of the primary coolant leaked through the break nozzle to the secondary system that calculated is bigger than on the Mihama unit 2. The character of break mass flow, fluctuation of the primary system and level of pressurizer is slightly different in the beginning of the event, but is in similar trend in the end of event as the break flow is terminated. The simulation result also shows the necessity of operator action to manually isolate the auxiliary feedwater system in the affected steam generator, to actuate the main steam relief valves in the intact steam generator, and to actuate the auxiliary spray and power operated relief valve on pressurizer to anticipate the event as part of the emergency operating procedures. Keywords: SGTR, Mihama Unit 2,standard Japanese PW