JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50
Get PDFABSTRAK DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50. Salah satu parameter yang harus dipenuhi dalam mendesain reaktor nuklir adalah desain perisai radiasi yang dapat menjamin keamanan dan keselamatan radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitar. Pada penelitian ini dilakukan desain perisai radiasi RRI-50 dengan elemen bakar berjenis U9Mo-Al berkerapatan tinggi dengan tipe pelat sebanyak 21 buah dan berdimensi seperti elemen bakar RSG-GAS tapi panjang aktifnya 70 cm. Konfigurasi teras terdiri dari 16 elemen bakar dan 4 elemen kendali serta 5 posisi iradiasi sehingga membentuk matriks 5 x 5. Tujuan dari penelitian ini adalah mendesain perisai radiasi dan menentukan distribusi laju dosis di daerah kerja dan di lingkungan reaktor RRI-50. Tahapan awal penelitian adalah perhitungan kuat sumber dan inventori bahan radioaktif teras reaktor dengan mensimulasikan operasi 50 MW selama 20 hari tiap siklus menggunakan program ORGEN2.1. Berdasarkan kuat sumber tersebut dan model yang dibuat menggunakan program VisEd, maka dilakukan analisis penentuan parameter perisai radiasi secara iteratif menggunakan program MCNPX. Pada tahap akhir, dilakukan analisis distribusi laju dosis di seluruh ruang di dalam dan di luar gedung reaktor juga menggunakan program MCNPX. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa ketinggian permukaan air adalah 1000 cm dan kombinasi 90 cm beton berat dan 60 cm beton biasa dapat digunakan sebagai perisai biologi. Desain perisai tersebut mereduksi laju dosis menjadi 0,05 µSv/jam di Balai Operasi sementara di Balai Eksperimen dan di luar gedung reaktor menjadi 4,2 µSv/jam dan 0,03 µSv/jam pada saat reaktor beroperasi. Hasil penelitian juga menunjukkan pemasagan perisai tambahan setebal 280 cm berjarak 300 cm di depan tabung berkas neutron radial yang terbuka mereduksi laju dosis gamma dan neutron menjadi 3,3 µSv/jam dan 3,1x10-11 µSv/jam. Hasil-hasil penelitian ini menunjukkan bahwa desain perisai radiasi yang dibuat membuat reaktor RRI-50 menjadi aman dari bahaya radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitarnya. Kata kunci : Perisai radiasi, laju dosis, keselamatan radiasi, RRI-50. ABSTRACT RADIATION SHIELDING CONSEPTUAL DESIGN OF RRI-50 REACTOR. One of the parameters that must be met in the design of nuclear reactors is radiation shielding design to ensure the security and safety of workers and the surrounding community. This study has been conducted to design radiation shielding of RRI-50 with high density U9Mo-Al fuel elements that consist of 21 pieces of plate type fuel elements with dimension as same as RSG-GAS fuel elements but the active length is 70 cm. Core configurations consist of 16 fuel elements and 4 control elements and 5 irradiation positions to form a matrix of 5 x 5. The objective of this research is to design radiation shielding and determine the distribution of dose rates in the working area and the environment of RRI-50 reactor. The early stages of this research is to calculate source strength and inventory of radioactive materials within the reactor core with one operation pattern cycle of 50 MW for 20 days using ORGEN2.1 program. Based on core source strength and models that are created using the VisEd software, the analysis parameter of the shielding was determined iteratively using MCNPX program. In the final stage, an analysis of the dose rate distributions in the whole space inside and outside the reactor building was conducted also using MCNPX program. The results show that the height of the water surface is 1000 cm and the combination of heavy concrete thickness of 90 cm and ordinary concrete thickness of 60 cm can be used as an biological shield. This design can reduce the dose rate to 0.05 µSv/h in the Operations Room while in the Experiments Room and outside the reactor building to 4.2 µSv/h and 0.03 µSv/h during reactor operation. The results also suggest that the installation of additional radiation shield of 280 cm thickness within 300 cm in front of the open radial neutron beam tube can reduce gamma and neutron dose rate to 3.3 µSv/h and 3,1x10-11 µSv/h. The results of this study indicate that the radiation shield design is made to make reactor RRI-50 to be safe from radiation hazards to workers and surrounding communities. Keywords : Radiation shielding, dose rates, radiation safety, RRI-50
PERHITUNGAN SUHU ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DALAM TABUNG SIPPING TEST MENGGUNAKAN CFD
Get PDFTelah dihitung suhu elemen bakar pada perangkat sipping test reaktor TRIGA 2000 Bandung. Perhitungan perlu dilakukan untuk memastikan bahwa suhu elemen bakar masih dibawah atau pada batas suhu elemen bakar yang diizinkan pada saat reaktor beroperasi, sehingga dapat dipastikan bahwa pada pelaksanaan pengujian dengan menggunakan perangkat ini, suhu masih dalam batas keselamatan. Perhitungan dilakukan dengan membuat model tabung sipping test berisi elemen bakar yang dikelilingi oleh 9 buah elemen bakar, sesuai dengan posisi tabung sipping test di teras reaktor, dengan menggunakan GAMBIT. Dimensi model disesuaikan dengan dimensi tabung dan elemen bakar dalam teras reaktor TRIGA 2000 Bandung. Pengoperasian sipping test untuk tiap elemen bakar dilakukan selama 30 menit pada daya 300 kW. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak Computational Fluid Dynamics (CFD) dan sebagai inputan disesuaikan dengan parameter reaktor TRIGA 2000. Simulasi dilakukan pada pengoperasian dari 30, 60, 90, 120 150, 180 sampai 210 menit. Hasil perhitungan menunjukan bahwa suhu pusat bahan bakar dalam tabung sipping test sebesar 236,06 oC, sedangkan suhu dinding elemen bakar adalah sebesar 87,58 oC. Suhu maksimum pusat bahan bakar reaktor TRIGA 2000 pada operasi normal adalah 650 oC, dan tidak diizinkan terjadinya pendidihan di dalam teras reaktor. Jadi dapat disimpulkan bahwa pengoperasian perangkat sipping test masih sangat aman karena suhu bahan bakar berada dibawah batasan suhu bahan bakar yang diizinkan pada kondisi operasi normal demikian juga suhu dinding elemen bakar masih dibawah suhu didih air.Kata kunci: sipping test, TRIGA, elemen bakar, CFD It has been calculated the fuel element temperature in the sipping test of Bandung TRIGA 2000 reactor. The calculation needs to be done to ascertain that the fuel element temperatures are below or at the limit of the allowable temperature fuel elements during reactor operation, ensuring that the implementation of the test by using this device, the temperature is still within safety limits. The calculation is done by making a model sipping test tubes containing a fuel element surrounded by 9 fuel elements, according to the position sipping test tubes in the reactor core, by using Gambit. Dimensional model adapted to the dimensions of the tube and the fuel element in the reactor core of Bandung TRIGA 2000 reactor. Sipping test Operation for each fuel element performed for 30 minutes at 300 kW power. Calculations were performed using CFD software and as input adjusted parameters of TRIGA 2000 reactor. Simulations carried out on the operation of the 30, 60, 90, 120 150, 180 and 210 minutes. The calculation result shows that the temperature of the fuel in tubes sipping test of 236,06 oC, while the temperature of the wall is 87,58 oC . The maximum temperature in the fuel center of TRIGA 2000 reactor in normal operation is 650 oC, and the boiling is not allowed in the reactor. So it can be concluded that the operation of the sipping test device are is very safe because the fuel center temperature is below the temperature limits the allowable fuel under normal operating conditions as well as the fuel element wall temperature is below the boiling temperature of water. Keywords: sipping test, TRIGA, fuel element, CF
INVESTIGASI PENGENDALIAN LEVEL PERMUKAAN AIR PRESSURIZER DI PWR BERBASIS KENDALI PROPORTIONAL INTEGRAL
Get PDFSistem kendali level air di pressurizer sangat dibutuhkan bagi keselamatan pengoperasian PWR dengan menyelaraskan perubahan volume sekaligus mempertahankan tekanan yang ada di kalang primer pada set point tertentu. Beberapa riset telah mengusulkan sistem cerdas baik neural network maupun fuzzy logic untuk meningkatkan kemampuan sistem kendali konvensional level yang umum dipakai di PWR yaitu Proportional-Integral (PI) atau Proportional-Integral-Derivative (PID). Namun sangat disayangkan penelitian-penelitian ini kurang mengkaji secara komprehensif potensi kendali konvensional ini. Padahal jika parameternya ditentukan dengan lebih seksama akan memberikan hasil yang setara bahkan lebih baik. Penelitian ini bertujuan untuk menjawab tantangan ini dengan meneliti lebih seksama sekaligus menguji parameter-parameter kendali ini agar diperoleh konfigurasi terbaik untuk sistem kendali level air pressurizer. Dibanding dengan dengan hasil simulasi sistem cerdas jaringan saraf tiruan yang pernah dibuat sebelumnya, ternyata kendali PI hasil penelitian ini memberikan peningkatan waktu naik yang lebih baik sekitar 280 kali, peningkatan waktu penetapan sekitar 293 kali, penurunan lewatan maksimum sekitar 1,1 kali, dan penurunan puncak sekitar 0,2 %. Hasil validasi dari konfigurasi ini juga terbukti stabil, mampu mengatasi gangguan selama 10 detik dengan puncak maksimum level 0,005%, dan mampu mengikuti perubahan set point dengan baik. ABSTRACT The control system in the pressurizer water level is necessary for the safety of the operation of pressurizer water reactors (PWRs). It will compensate t the primary loop volume changes while keeping the existing pressure of the primary loop at a certain set point. Some researchers have proposed both an intelligent system of neural network and a fuzzy logic to improve the capability of the common conventional control systems used in PWR, i.e. Proportional-Integral (PI) or Proportional-Integral-Derivative (PID). However, those studies did not comprehensively assess the potential of the conventional control systems. It has been confirmed that if the parameters of the Pibased control system are determined more carefully, its results will be equivalent to the results of other control systems or even better. This study aims to address this challenging topic by examining and testing control parameters more closely to obtain the best configuration of the PI-based control system. Compared to the results of the artificial neural network-based control system, the PI results of this study provide an increase of rise time around 280 times, better settling time for approximately 293 times, a decrease of overshoot about 1.1 times, and a reduction of the peak around 0.2%. The configuration has also been validated to be stable and able to overcome disturbances for about 10 seconds with a maximum peak level of 0.005%. Moreoever, it can track the set point changes very well
PENENTUAN KOEFISIEN DISPERSI ATMOSFERIK UNTUK ANALISIS KECELAKAAN REAKTOR PWR DI INDONESIA
Get PDFAtmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3.Kata kunci: koefisien dispersi, atmosferik, PWR, kecelakaan, Indonesia The atmosphere is an important pathway in the migration of radionuclides transport from the Nuclear Power Plant (NPP) to the environment and humans. The dose accepted in the environment and humans is influenced by the sourceterm and NPP siting condition. Distribution of radionuclides in the atmosphere is determined by the dispersion coefficient. To find the environment dose acceptance for nuclear power plants in Indonesia, it is necessary to map the dispersion coefficient for Indonesia potential siting Model calculations in this study using Segmented plume model, which a model that is applied to the ATMOS and CONCERN module of PC-Cosyma software. The calculation has done for PWR 1000 MWe with UO2 fuel, DBA accident postulations, roughnes site conditions, for 8 example site such as Muria Peninsula, Coastal Banten, and the C, D, E, and F stability. Dispersion coefficient was calculated for the 8 fission product groups are: the noble gases, lanthanides, noble metals, halogens, alkali metals, tellurium, cerium, and strontium & barium groups. Input calculation using the program package Origen-2 and Arc View for the preparation of input calculations. The results of the dispersion parameter calculated are: the average maximum is obtained at a distance of 800 m radius from the source, for noble metals, alkali metal and cerium group nuclides. Dispersion parameters for maximum at Muria site is 1.53E-04 s/m3, Serang site is 1.40E-03 s/m3, site with stability C is 1.72E-04 s/m3, stability D is 1.40E-04 s/m3, stability E is 1.07E-04 s/m3, and site with the stability F is 2.14E-05 s/m3. Keywords: dispersion coefficient, atmospheric, PWR, accident, Indonesi
A CONCEPTUAL DESIGN OF NEUTRON COLLIMATOR IN THE THERMAL COLUMN OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR IN VITRO AND IN VIVO TEST OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY
Get PDFStudies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beam for IN VITRO and IN VIVO of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini research reactor by means of Monte Carlo N-Particle (MCNP) codes. Reactor within 100 kW of thermal power was used as the neutron source. The design criteria were based on recommendation from the International Atomic Energy Agency (IAEA). All materials used were varied in size, according to the value of mean free path for each material. MCNP simulations indicated that by using 5 cm thick of Ni as collimator wall, 60 cm thick of Al as moderator, 15 cm thick of 60Ni as filter, 2 cm thick of Bi as γ-ray shielding, 3 cm thick of 6Li2CO3-polyethylene as beam delimiter, with 1 to 5 cm varied aperture size, epithermal neutron beam with maximum flux of 7.65 x 108 n.cm-2.s-1 could be produced. The beam has minimum fast neutron and γ-ray components of, respectively, 1.76 x 10-13 Gy.cm2.n-1 and 1.32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.008, and maximum directionality of 0.73. It did not fully pass the IAEA’s criteria, since the epithermal neutron flux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm-2.s-1. Nonetheless, it was still usable with epithermal neutron flux exceeding 5.0 x 108 n.cm-2.s-1. When it was assumed that the graphite inside the thermal column was not discharged but only the part which was going to be replaced by the collimator, the performance of the collimator became better within the positive effect from the surrounding graphite that the beam resulted passed all criteria with epithermal neutron flux up to 1.68 x 109 n.cm-2.s-1.Keywords: design, collimator, epithermal neutron beam, BNCT, MCNP, criteria Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan radiasi netron epitermal untuk uji in vitro dan in vivo pada Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan program Monte Carlo N-Particle (MCNP). Reaktor pada daya sebesar 100 kW digunakan sebagai sumber neutron. Kriteria desain berdasar pada rekomendasi dari IAEA. Setiap material divariasikan ukurannya berdasarkan mean free path radiasi di dalam material tersebut. Simulasi MCNP menunjukkan bahwa dengan menggunakan 5 cm Ni sebagai dinding kolimator, 60 cm Al sebagai moderator, 15 cm 60 Ni sebagai filter, 2 cm Bi sebagai perisai sinar-γ, 3 cm 6Li2CO3-polietilen sebagai penahan radiasi neutron, pada variasi bukaan sebesar 1 sampai 5 cm, dihasilkan fluks neutron epitermalmaksimum sebesar 7,65 x 108 n.cm-2.s-1. Radiasi neutron epitermal tersebut memiliki komponen neutron cepat sebesar 1,76 x 10-13 Gy.cm2.n-1, komponen sinar-γ sebesar1,32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio neutron termal per netron epitermal sebesar 0,008, dan direksionalitas maksimum sebesar 0,73. Hasil ini masih tidak memenuhi seluruh kriteria IAEA, karena fluks netron epitermal kurang dari 1,0 x 109 n.cm-2.s-1. Meski demikian, radiasi netron epitermal tersebut masih dapat digunakan karena fluksnya melebihi 5,0 x 108 n.cm-2.s-1. Pada saat diasumsikan bahwa bagian kolom termal yang tersisa di luar daerah kolimator tetap berisi grafit seperti semula, hasil keluaran kolimator menjadi lebih baik dengan fluks neutron maksimum mencapai 1,68 x 109 n.cm-2.s-1. Kata kunci : desain, kolimator, radiasi neutron epitermal, BNCT, MCNP, kriteri
VERIFIKASI MODEL KONDENSASI PADA RELAP5/SCDAPSIM/MOD 3.4
Get PDFRELAP5/SCDAPSIM /MOD3.4 merupakan salah satu program komputer yang sering digunakan untuk menganalisis sistem keselamatan reaktor nuklir. Untuk mengetahui keakuratan program komputer ini dalam memprediksi koefisien perpindahan kalor kondensasi uap yang tercampur dengan gas tak-dapat terkondensasi, maka perlu dilakukan verifikasi model kondensasi yang ada di dalam program komputer tersebut. Verifikasi dilakukan dengan cara membandingkan prediksi nilai koefisien perpindahan panas kondensasi RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 dengan nilai yang didapat dari hasil eksperimen. Perbandingan dilakukan dengan cara mensimulasikan fasilitas eksperimen PCCS ke dalam model input untuk RELAP5. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa model kondensasi pada RELAP5 memprediksi koefisien perpindahan kalor kondensasi lebih rendah 20% dibandingkan dengan nilai hasil eksperimen walaupun mempunyai kecenderungan yang sama. Oleh karena itu diperlukan korelasi kondensasi yang lebih baik untuk diterapkan pada RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 guna memperbaiki nilai koefisien perpindahan kalor kondensasi uap yang tercampur dengan gas tak-dapat terkondensasi.Kata kunci: model kondensasi, perpindahan kalor, tak-dapat terkondensasi, RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4, fasilitas eksperimen PCCS. RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 is one of computer programs that is often used for performing nuclear reactor safety system analysis. In order to know the accuracy of this computer program in predicting condensation heat transfer coefficient of vapor mixed with non-condensable gas, it is necessary to perform verification of the condensation model in the computer program. The verification is done by comparing prediction of condensation heat transfer coefficient value of RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 with condensation heat transfer coefficient value of experiment result.. The comparison was done by performing simulation PCCS experiment facility into RELAP5 input model. The verification results indicate that RELAP5’s condensation model predicts lower condensation heat transfer coefficient by 20 % compared to the experiment result although has the same tendency. Therefore, a new better condensation correlation is needed to be applied in the RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 to improve the heat transfer coefficient value of vapor with noncondensable gases. Keywords: condensational model, heat transfer, non-condensable, RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4, PCCS experiment facilit
ANALISA PENGARUH SUHU AWAL PELAT PANAS PADA PROSES QUENCHING CELAH SEMPIT REKTANGULAR
Get PDFPemahaman terhadap manajemen termal apabila terjadi suatu kecelakaan parah reaktor nuklir seperti melelehnya bahan bakar dan teras reaktor, menjadi prioritas utama untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor. Dengan demikian hasil lelehan bahan bakar dan teras reaktor (debris) tidak keluar dari bejana tekan reaktor dan mengakibatkan dampak lain yang lebih besar ke lingkungan. Salah satu cara yang dilakukan untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor adalah dengan melakukan pendinginan terhadap panas berlebih yang dihasilkan akibat dari kecelakaan tersebut. Untuk mempelajari dan mendapatkan pemahaman mengenai hal tersebut, maka dilakukan penelitian mengenai pengaruh suhu awal pelat panas dalam proses quenching (pendinginan secara tiba-tiba) celah sempit rektangular. Penelitian difokuskan pada penentuan suhu rewetting dari pendinginan pelat panas dengan suhu awal pelat 220 0C, 400 0C, dan 600 0C dengan laju aliran air pendingin 0,2 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran 0,2 liter/detik pada suhu air pendingin 85 0C ke dalam celah sempit rektangular. Data hasil pengukuran digunakan untuk mengetahui suhu rewetting yang terjadi pada pendinginan pelat panas tersebut. Tujuannya adalah untuk memahami pengaruh suhu awal pelat panas terhadap rewetting pada proses quenching di celah sempit rektangular. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa titik rewetting pada pendinginan pelat panas 220 0C, 400 0C, dan 600 0C terjadi pada suhu rewetting yang berbeda-beda. Pada suhu awal pelat panas 220 0C, suhu rewetting terjadi pada 220 0C yaitu langsung ketika air dilewatkan melalui celah sempit rektangular. Pada suhu awal pelat panas 400 0C, suhu rewetting terjadi pada 379,51 0C. Dan pada suhu awal pelat panas 600 0C, suhu rewetting terjadi pada 426,63 0C. Perbedaan suhu awal pelat panas yang sangat signifikan menyebabkan terjadinya perubahan sifat fisik benda uji, berbedanya rejim pendidihan yang dialami oleh fluida yang melewati celah sempit, perubahan nilai kalor spesifik bahan, perubahan nilai konduktifitas termal, dan perbedaan suhu wall superheated-nya. Perubahan-perubahan yang terjadi tersebut menyebabkan peningkatan suhu rewetting seiring dengan kenaikan suhu awal pelat panas.Kata kunci: rewetting, quenching, celah sempit, keselamatan nuklir The understanding about thermal management in the event of a severe accident such as the melting nuclear reactor fuel and reactor core, became a priority to maintain the integrity of reactor pressure vessel. Thus the debris will not out from the reactor pressure vessel and resulting impact of more substantial to the environment. One way to maintain the integrity of the reactor pressure vessel was cooling of the excess heat generated due to the accident. Toget understanding of this aspect, the research focused on the effect of the initial temperature of the hot plate in the rectangular narrow gap quenching process. The initial temperature effect on quenching process is related to cooling process (thermal management) when the occurrence of a nuclear accident due to loss of coolant accident or severe accident. In order to address the problem, it is crucial to conduct research to get a better understanding of thermal management regarding to nuclear cooling accident. The research focused on determining the rewetting temperature of hot plate cooling on 220 0C, 400 0C, and 600 0C with 0.2 liters/sec cooling water flowrate. Experiments were carried out by injecting 85 0C cooling water temperature into the narrow gap at flowrates of 0.2 liters/sec. Data of transient temperature measurements were recorded using a data acquisition system in order to know the rewetting temperature during the quenching process. This study aims to understand the effect of hot plate intial temperature on rewetting during rectangular narrow gap quenching process. The results obtained show that the rewetting point on cooling the hot plate 220 0C, 400 0C and 600 0C occurs at varying rewetting temperatures. At 220 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 220 0C. At 400 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 379.51 0C. At 600 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 426.63 0C. Significant differences of hot plate initial temperature leads to changes in physical properties of material, different boiling regimes occurs when fluid passing through a narrow gap, changes on specific heat of material, changes on thermal conductivity of material, and the differences of wall superheated temperature. Rewetting temperature will increase due to increasing on hot plate initial temperature. Keywords: rewetting, quenching, narrow gap, nuclear safet
KARAKTERISASI TEBAL LAPISAN BATAS FLUIDA NANO ZrO2 DI PERMUKAAN PEMANAS PADA PROSES KONVEKSI ALAMIAH
Get PDFABSTRAK KARAKTERISASI Tebal Lapisan Batas Fluida Nano ZrO2 di permukaan pemanas pada Proses Konveksi Alamiah. Pendinginan sistem sangat dipengaruhi oleh proses perpindahan panas konveksi dari sumber panas ke fluida pendingin. Biasanya sebagai fluida pendingin digunakan fluida konvensional seperti air. Pendinginan suatu sistem dengan air tersebut dapat ditingkatkan dengan menggunakan fluida lain seperti fluida nano, yaitu fluida yang dibuat dari campuran air ditambah partikel dengan ukuran nano. Peneliti Batan Bandung telah membuat fluida nano ZrO2 dari bahan local. Telah dibuat pula peralatan eksperimen untuk mempelajari sifat-sifat termohidrolik fluida nano tersebut. Hal ini dilakukan untuk mendapatkan fluida nano yang tepat jika digunakan sebagai fluida pendingin sistem. Dalam penelitian ini dilakukan eksperimen untuk mempelajari sifat-sifat termohidrolik fluida nano ZrO2 yang terbuat dari campuran air dengan partikel nano ZrO2 yang berukuran 10-7-10-９nm dengan konsentrasi 1 gr/lt yang digunakan sebagai pendingin pada proses pendinginan konveksi alamiah. Proses tersebut sangat bergantung pada perubahan temperatur dari sumber panas ke fluida pendingin. Dalam pendinginan konveksi alamiah perubahan temperatur itu akan terjadi di dalam tebal lapisan batas termalnya. Oleh karena itu perlu diteliti tebal lapisan batas termal dari fluida nano ZrO2 yang selanjutnya juga dapat untuk menentukan kecepatan aliran lokalnya. Eksperimen dilakukan melalui proses perpindahan panas konveksi alamiah dengan memasukkan beberapa variasi daya pemanas, kemudian dilakukan pengukuran temperatur di beberapa titik secara horizontal untuk melihat distribusi temperaturnya. Hasil pengukuran distribusi temperatur tersebut dapat digunakan untuk menentukan tebal lapisan batas dan kecepatan alirannya. Diperoleh bahwa tebal lapisan batas termal dan kecepatan konveksi alamiah fluida nano ZrO2 tidak jauh berbeda dari fluida konvensional air. Kata kunci: Lapisan batas, fluida nano ZrO2, konveksi alamiah. ABSTRACT CHARACTERIZATION of boundary layer thickness OF nano FLUID ZrO2 on natural convection process. Cooling system is highly influenced by the process of convection heat transfer from the heat source to the cooling fluid. The cooling fluid usually used conventional fluid such as water. Cooling system performance can be improved by using fluids other than water such as nano fluid that is made from a mixture of water and nano-sized particles. Researchers at Batan Bandung have made nano fluid ZrO2 from local materials, as well as experimental equipment for studying the thermohidraulic characteristics of nano fluid as the cooling fluid. In this study, thermohidraulic characteristics of nano fluid ZrO2 are observed through experimentation. Nano fluid ZrO2 is made from a mixture of water with ZrO2 nano-sized particles of 10-7-10-9 nm whose concentration is 1 g/ltr. This nano fluid is used as coolant in the cooling process of natural convection. The natural convection process depends on the temperature difference between heat source and the cooling fluid, which occur in the thermal boundary layer. Therefore it is necessary to study the thermal boundary layer thickness of nano fluid ZrO2, which is also able to determine the local velocity. Experimentations are done with several variation of the heater power and then the temperature are measured at several horizontal points to see the distribution of the temperatures. The temperature distribution measurement results can be used to determine the boundary layer thickness and flow rate. It is obtained that thermal boundary layer thickness and velocity of nano fluid ZrO2 is not much different from the conventional fluid water. Keywords: Boundary layer, nanofluid ZrO2, natural convection
ANALISIS EFEK KECELAKAAN WATER INGRESS TERHADAP REAKTIVITAS DOPPLER TERAS RGTT200K
Get PDFDalam high temperature reactor, koefisien reaktivitas temperatur yang didesain negatif menjamin reaksi fisi dalam teras tetap berada di bawah kendali dan panas peluruhan tidak akan pernah melelehkan bahan bakar yang menyebabkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan. Namun masuknya air (water ingress) ke dalam teras reaktor akibat pecahnya tabung penukar panas generator uap, yang dikenal sebagai salah satu kecelakaan dasar desain, dapat mengintroduksi reaktivitas positif dengan potensi bahaya lainnya seperti korosi grafit dan kerusakan material struktur reflektor. Makalah ini akan menganalisis efek kecelakaan water ingress terhadap reaktivitas Doppler teras RGTT200K. Kapabilitas koefisien reaktivitas Doppler untuk mengkompensasi reaktivitas positif yang timbul selama kecelakaan water ingress akan diuji melalui serangkaian perhitungan dengan program MCNPX dan pustaka ENDF/B-VII untuk perubahan temperatur bahan bakar dari 800K hingga 1800K. Tiga opsi kernel bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dengan tiga model kisi bahan bakar pebble di teras reaktor diterapkan untuk kondisi water ingress dengan densitas air dari 0 hingga 1.000 kg/m3. Hasil perhitungan memperlihatkan koefisien reaktivitas Doppler tetap negatif untuk seluruh opsi bahan bakar yang dipertimbangkan bahkan untuk posibilitas water ingress yang besar. Efek water ingress lebih kuat pada model kisi dengan fraksi packing lebih rendah karena lebih banyak volume yang tersedia untuk air yang memasuki teras reaktor. Efek water ingress juga lebih kuat di teras uranium dibandingkan teras thorium dan plutonium sebagai konsekuensi dari fenomena Doppler dimana absorpsi neutron di daerah resonansi 238U lebih besar daripada 232Th dan 240Pu. Secara keseluruhan dapat disimpulkan bahwa, koefisien Doppler teras RGTT200K mampu mengkompensasi insersi reaktivitas yang diintroduksi oleh kecelakaan water ingress. Teras RGTT200K dengan bahan bakar UO2, ThO2/UO2 dan PuO2 dapat mempertahankan fitur keselamatan melekat dengan cara pasif. Kata kunci: Water ingress, reaktivitas Doppler, RGTT200K In high temperature reactor, the negative temperature reactivity coefficient guarantees fission reaction in the core remain under the control and decay heat will not melt the fuel which cause the release of radioactive substances into the environment. But the entry of water (water ingress) into the reactor core due to rupture of a steam generator tube heat exchanger, which is known as one of the design basis accidents, can introduce positive reactivity with other potential hazards such as graphite corrosion and damage of the reflector structure material. This paper will investigate the effect of water ingress accident on Doppler reactivity coefficient of RGTT200K core. The capability of the Doppler reactivity coefficient to compensate positive reactivity incurred during water ingress accident will be examined through a series of calculations with MCNPX code and ENDF/B-VII library for fuel temperature changes from 800K to 1800K. Three options of UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuel kernels with three lattice models of fuel pebble in the reactor core was applied for condition of water ingress with water density from 0 to 1000 kg/m3. The results of the calculations show that Doppler reactivity coefficient is negative for the entire fuel options being considered even for a large possibility of water ingress. The effects of water ingress becomes stronger in lattice model with lower packing fraction because more volume available for water entering the reactor core. The effect of water ingress is also stronger in the uranium core compared to thorium and plutonium cores as a consequence of the Doppler phenomenon where the neutron absorption in resonance region of 238U is greater than 232Th and 240Pu. It can be concluded overall that Doppler coefficient of RGTT200K core has capability to compensate the reactivity insertion introduced by water ingress accident. RGTT200K core with UO2, ThO2/UO2 and PuO2 fuels can maintain the inherently safety features in a passive way. Keywords: Water ingress, Doppler reactivity, RGTT200
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
Get PDFParameter neutronik dibutuhkan dalam mendesain teras reaktor riset. Reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) sangat diminati karena dapat digunakan baik untuk riset dan juga produksi radio isotop. Reaktor riset yang ada saat ini sudah tua sehingga dibutuhkan desain reaktor yang mempunyai teras kompak. Desain teras reaktor riset yang sudah ada saat ini belum cukup memadai untuk memenuhi persyaratan di dalam UCD yang telah ditetapkan yaitu fluks neutron termal di teras 1x1015 n/cm2s, oleh karena itu perlu dibuat desain teras reaktor baru sebagai alternatif yang kompak dan dapat menghasilkan fluks neutron tinggi. Telah dilakukan perhitungan dan analisis terhadap manajemen bahan bakar desain teras kompak dengan konfigurasi teras 5x5, berbahan bakar U9Mo-Al dan tinggi teras aktif 70 cm. Tujuan dari riset ini untuk memperoleh fluks neutron di teras memenuhi kebutuhan seperti yang telah ditetapkan di UCD dengan panjang siklus operasi minimum 20 hari pada daya 50 MW. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program komputer WIMSD-5B untuk menggenerasi tampang lintang makroskopik bahan bakar dan Batan-FUEL untuk memperoleh nilai parameter neutronik serta Batan-3DIFF untuk perhitungan nilai reaktivitas batang kendali. Perhitungan parameter neutronik teras reaktor riset ini dilakukan untuk bahan bakar U-9Mo-Al dengan tingkat muat bervariasi dan 2 macam pola pergantian bahan bakar yaitu teras segar dan teras setimbang. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada teras segar, tingkat muat 235U sebesar 360 gram, 390 gram dan 450 gram memenuhi kriteria keselamatan dan kriteria penerimaan di UCD dengan nilai fluks neutron termal di teras lebih dari 1x1015 n/cm2s dan panjang siklus >20 hari, sedangkan pada teras setimbang panjang siklus dapat terpenuhi hanya untuk tingkat muat 450 gram.Kata kunci: desain teras reaktor, bahan bakar UMo, pola bahan bakar, WIMS, BATAN-FUEL Research reactor core design needs neutronics parameter calculation use computer codes. Research reactor MTR type is very interested because can be usd as research and also a radioisotope production. The research reactor in Indonesia right now is already 25 years old. Therefore, it is needed to design a new research reactor as a compact core. Recent research reactor core is not enough to meet criteria acceptance in the UCD which already determined namely thernmal neutron flux in the core is 1.0x1015 n/cm2s. so that it is necessary to be redesign the alternative core design. The new research reactor design is a MTR type with 5x5 configuration core, uses U9Mo-Al fuel, 70 cm of hight and uses two certainly fuel management pattern. The aim of this research is to achieve neutron flux in the core to meet the criteria acceptance in the UCD. Calculation is done by using WIMSD-B, Batan-FUEL and Batan-3DIFF codes. The neutronic parameters to be achieved by this calculation are the power level of 50 MW thermal and core cycle of 20 days. The neutronis parameter calculation is done for new U-9Mo-Al fuel with variation of densities. The result of calculation showed that the fresh core with 5x5 configuration, 360 gram, 390 gram and 450 gram of fuel loadings have meet safety margin and acceptance criteria in the UCD at the thermal neutron flux is more then 1.0x1015 n/cm2s. But for equilibrium core is only the 450 gram of loading meet the acceptance criteria. Keywords: reactor core design design, UMo, fuel management pattern, WIMS, BATAN-FUE