JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
PERFORMA NEUTRONIK BAHAN BAKAR LiF-BeF2-ThF4-UF4 PADA SMALL MOBILE-MOLTEN SALT REACTOR
Get PDFTelah dilakukan analisis terhadap performa neutronik bahan bakar garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4 pada Small Mobile-Molten Salt Reactor (SM-MSR). Penyesuaian konfigurasi teras dan temperatur operasi harus dilakukan untuk penggunaan bahan bakar baru tersebut agar mencapai keff > 1 dan CR (conversion ratio) > 1 pada fraksi 0,5% 233U, 20% 232Th, 28% Li, 51,5% Be. Setelah didapat nilai keff ≈ 1 dan CR ≈ 1, dilakukan analisis pengaruh perubahan Th terhadap Be dan Be terhadap Li yang terlihat dalam perubahan parameter keff dan CR. Setelah itu fraksi 233U divariasi antara 0,5–0,46% untuk memperoleh keff > 1 dan CR > 1. Dalam perhitungan koefisien reaktifitas temperatur (αT), temperatur teras dinaikkan sebesar +25K dan +50K., dan untuk koefisien reaktifitas void (αV), densitas bahan bakar dikurangi hingga 90%. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pengurangan Th terhadap Be menyebabkan penurunan nilai CR dan naiknya keff akibat berkurangnya material fertil. Sebaliknya penambahan Be terhadap Li mengakibatkan terjadi kenaikan nilai keff dan menurunkan CR, akibat laju serapan Li lebih besar dari Be. Pada 5 (lima) fraksi 233U dalam rentang 0,5–0,49%, hasil perhitungan keff dan CR masing-masing bervariasi dalam rentang 1,00001 - 1,00327 dan 1,00016 - 1,00731. Untuk faktor puncak daya (PPF), hasil perhitungan memberikan nilai dalam rentang 2,4311 -2,4714. Sedangkan untuk parameter keselamatan, koefisien reaktivitas temperatur (αT) dan reaktivitas void (αV) masingmasing bernilai negatif dalam rentang 4,972×10-5 - 5,909×10-5 dan 2,596×10-2- 2,8287×10-2 ∆k/k/K. Dapat disimpulkan bahwa teras SM-MSR memberikan nilai negatif di kedua koefisien reaktivitas tersebut untuk setiap fraksi,, sehingga memenuhi kriteria keselamatan dan keselamatan melekat.Kata kunci: SM-MSR (small mobile-molten salt reactor), bahan bakar LiF-BeF2-ThF4-UF4, keselamatan melekat, koefisien reaktivitas temperatur, koefisien reaktivitas void The analysis of neutronic performance has been carried out for the molten salt fuel LiF-BeF2-ThF4-UF4 on a Small Mobile-Molten Salt Reactor (SM-SMR). The core configurations and operating temperature should be adjusted in using the new fuel in order to get the calculated keff and CR (conversion ratio) are > 1 in the fraction of 0.5% 233U, 20% 232Th, 28% Li, 51.5% Be. After obtained that keff and CR close to 1, then the analysis of changes in the Th to Be and Be to Li are carried out, it indicates the changes of keff and CR. Then the 233U fraction is varied between 0.5–0.46% to obtain the condition keff > 1 and CR > 1. To determine the temperature coefficient of reactivity (αT),the temperature of core is changed about +25K dan +50K. To determine the void reactivity coefficient (αV), fuel density is reduced to 90%. The result shows that the reduction of Th causes the decrease of CR and increase of keff due to the number fertile material is less. The addition of Be to Li will make the keff is increase and the CR is decrease, because the macroscopic absorption cross section of Li is greater than Be. From the five 233U composition in the ranges 0.5–0.46%, the calculated keff and CR varies in the range of 1.00001 – 1.00327 and 1.00016 – 1.00731, respectively. For power peaking factor (PPF), the calculation results give the value in the range of 2.4311 - 2.4714. However, for the safety parameters, the negative temperature reactivity coefficient (αT) and negative void reactivity CR (αV) in the range of 4.972×10-5 – 5.909×10-5 and 2.596×10-2 - 2,8287×10-2 ∆k/k/K, respectively. It can be concluded that the SM-MSR core has negative value for those reactivity for all fractions, so the core fulfill the safety criteria and inherent safety. Keywords: small mobile molten salt reactor (SM-MSR), LiF-BeF2-ThF4-UF4 fuel, inherent safety, temperature coefficient reactivity, void coefficient reactivity
ANALISIS TRANSIEN PADA PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR (PCMSR)
Get PDFPenggunaan bahan bakar cair berupa garam LiF-BeF2-ThF4-UF4 pada Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) meyebabkan pengendalian daya pada PCMSR dapat dilakukan dengan mengendalikan laju aliran bahan bakar dan pendingin. Sedangkan dari sistem keselamatan, penggunaan bahan bakar cair menjadikan PCMSR memiliki karakter keselamatan melekat (inherent safety) yang baik. Pada penelitian ini telah dilakukan analisis transien PCMSR pada tiga kondisi, yaitu: ketika terjadi perubahan laju aliran bahan bakar, ketika terjadi perubahan laju aliran pendingin dan ketika terdapat kegagalan pada sistem pelepasan panas (loss of heat sink). Penelitian dilakukan dengan memodelkan reaktor pada kondisi tunak menggunakan paket program. Standart Reactor Analysis Code (SRAC). Selanjutnya dari keluaran paket program SRAC diperoleh data data yang meliputi fluks netron,konstanta grup, kontanta peluran prekusor netron, fraksi netron kasip untuk perhitungan transien. Penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran bahan bakar sebesar 50 % dari laju bahan bakar sebelumnya, menyebabkan daya pada PCMSR turun menjadi 78 % dari daya sebelumnya. Dan penurunan laju aliran pendingin sebesar 50 % dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada PCMSR turun menjadi 63 % dari daya sebelumnya. Sedangkan pada saat terjadi loss of heat sink daya PCMSR menunjukkan penurunan.Kata kunci: PCMSR, transien, daya, laju aliran. The use of liquid fuels in the form of molten salts LiF-BeF2-ThF4-UF4 in Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) makes power control at PCMSR can be done by controlling the flow rate of fuel and coolant. In addition, from safety systems aspect, the use of liquid fuels makes PCMSR has good inherent safety characteristics. In this study transient analysis has been carried out on three conditions of PCMSR, namely when the fuel flow rate is changing, when the coolant flow rate is changing and when there is loss of heat sink condition. This research is conducted with reactor modeling at steady state condition using Standard Reactor Analysis Code (SRAC). Next from SRAC's output, neutron flux, neutron group constant, delayed neutron constant, delayed neutron fraction are obtained for transient calculation. This study showed that the decreasing of fuel flow rate by 50 % from the previous rate of fuel, causing power on PCMSR decreased to 78 % from the previous power. And the decreasing of coolant flow rate by 50 % from the previous rate of fuel, causing power on PCMSR decreased to 63 % from the previous power. Meanwhile, in the event of loss of heat sink showed a decrease of PCMSR's power. Keywords: PCMSR, transient, power, flow rate
INVESTIGASI TRANSIEN TEKANAN DAN TEMPERATUR SUNGKUP REAKTOR AP1000 DALAM KECELAKAAN SBO DENGAN SET-POINT TEKANAN PENGGUYURAN BERBEDA
Get PDFReaktor AP1000 menerapkan konsep pendinginan eksternal untuk mengantisipasi naiknya tekanan akibat terjadinya kecelakaan kehilangan seluruh catu daya listrik atau Station Black Out (SBO). Mekanisme pembuangan kalor peluruhan secara pasif dilakukan melalui Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) yang diteruskan ke In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) dan selanjutnya pada sungkup reaktor. Sungkup didinginkan secara eksternal melalui konveksi alamiah pada celah udara dan melalui penguapan air pendingin yang diguyurkan di permukaan luar dinding sungkup ketika tekanan sungkup mencapai 1,7 bar sesuai set-point yang diterapkan. Dengan mekanisme ini, tekanan akan naik sampai mencapai nilai maksimum tertentu dan kemudian turun kembali ketika pendinginan sungkup sudah mulai efektif. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui sejauh mana pengaruh perbedaan set-point tekanan pengguyuran tersebut terhadap tekanan dan temperatur maksimum yang dicapai. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan simulasi menggunakan model perhitungan analitik berbasis Matlab-07 pada kondisi transien yang mampu mengestimasi daya kalor yang dievakuasi, tekanan dan temperatur di dalam sungkup terhitung mulai terbentuknya uap di dalam sungkup. Hasil simulasi menunjukkan pola transien tekanan dan temperatur yang naik hingga maksimum dan turun kembali ke suatu nilai yang relatif tetap. Dengan variasi set-point mulai dari 1,7 bar hingga 5 bar, tekanan maksimum yang dicapai meningkat dari 3,5 bar hingga 5 bar dan temperatur maksimum dari 117 °C hingga 125 °C. Dapat disimpulkan bahwa di AP 1000, dengan naiknya set-point tekanan dimulainya pendinginan eksternal melalui pengguyuran air berpengaruh menaikkan tekanan dan temperatur maksimum yang terjadi akibat SBO. Kata kunci: Transien tekanan, set-point pendinginan eksternal sungkup, AP1000, SBO. AP1000 reactor applying external cooling concept to anticipate the increase in pressure due to Station Black Out (SBO). Disposal mechanism of decay heat conducted through the Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) to In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) and subsequently forwarded to the reactor containment. Containment is externally cooled through natural convection in the air gap and through evaporation cooling water poured on the outer surface of the containment wall when the pressure attaints 1.7 bars according to the applied pressure set-point. With this mechanism, the pressure will increase until it reaches certain maximum value and then decrease when containment cooling already begun effectively. The purpose of this study was to determine the effect of the set-point to the maximum pressure and temperature reached. The utilized method is to perform simulations using Matlab-07 model of analytical calculations based on a transient state that is capable of estimating the power of heat evacuated and the pressure in the containment. The simulation results show the pattern of pressure and temperature transient rises to a maximum and drops back to a value that is relatively constant. With the set-point variation ranging from 1.7 bars to 5 bars, the maximum pressure varies from 3.5 bars to 5 bars and the maximum temperature varies from 117 °C to 125 °C. It can be concluded that with increasing the set-point pressure of starting the external cooling with water, the maximum pressure and temperature increase. Keywords: Transient pressure, containment external cooling set-point, AP1000, SBO
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF MENGGUNAKAN RELAP5
Get PDFSemua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif (Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5. Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat menunjukkan fenomena perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5 terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi PCS.Kata kunci: pemodelan, sungkup, AP1000, pasif All advanced power reactors (Generation III+) utilize passive system to transfer heat by natural convection. One of the unique features of advanced power reactor of AP1000 is the presence of passive containment cooling system (PCS) designed to maintain containment pressure below its design pressure for 72 hours without operator intervention. During a design bases accident, such as loss of coolant accident or main steam line break, steam is released into the containment atmosphere and in contact with cooler steel containment vessel. Heat transfer from steam by convection of steam and conduction of steel wall will initiate air heating in the outside space of containment vessel and initiate natural convection of air from the bottom of air baffle due to the change in the air density. This paper is objected to get a containment model of AP1000 for showing the PCS function using RELAP5. Basic function to be focused is heat transfer phenomena from the steam to the wall containment and to the outside air to obtain natural convection of air. The methodology utilized are collecting design data, containment nodalization using RELAP5, and simulation of containment function based on certain design bases event condition. The results of simulation have shown the heat transfer phenomena from inside containment into the outside air by steam condensation and natural convection of the air. RELAP5 calculation of containment model shows an increase in containment pressure above the containment design pressure of 59 psig as compared in the AP1000 design document. That is because the recent RELAP5 modelling did not include the additional cooling of external surface of containment vessel from the the Passive Containment Cooling Water Storage Tank (PCCWST). The result of modeling will be used for further accident analyses of AP1000 involving the PCS function. Keywords: modeling, containment, AP1000, passiv
PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr(n,n)
Get PDFPerhitungan tampang lintang reaksi tumbukan neutron dengan target nuklida 94Zr telah dilakukan menggunakan model hampiran Born – gelombang Tererot DWBA dan kod DWUCK-4. Parameter potensial model optik OMP (optical model potential) yang digunakan adalah menurut versi Becchetti-Greenlees, Rapaport dan Walter-Guss. Dari perhitungan diperoleh spektrum tampang lintang total dengan rentang energi tumbuk 1-35 MeV, dan spektrum tampang lintang distribusi energi pada level energi tumbuk 15 MeV. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa ketiga OMP memberikan rekomendasi tampang lintang yang senada baik untuk kurva reaksi elastik (n,n) maupun inelastik (n,n’). Dari perhitungan spektrum tampang lintang distribusi energi diketahui bahwa kesemua versi OMP memberikan harga tampang lintang maksimum reaksi 94Zr(n,n), En = 15 MeV pada kisaran energi hambur yang sama, yaitu 7-8 MeV.Kata kunci: Perhitungan tampang lintang reaksi nuklir, DWBA, OMP, tumbukan neutron, hamburan neutron The calculation of cross section for neutron and 94Zr nuclide collision has been done using the DWBA model and DWUCK-4 code. The optical model potential (OMP) parameters used for the calculation were based on the Becchetti-Greenlees, Rapaport as well as Walter-Guss versions. A Spectrum of total cross section has been resulted with incoming energy range of 1-35 MeV, and a spectrum of energy distribution of cross section has been resulted at the incoming energy of 15 MeV. The calculation result shows that the three OMPs give similar recommendations on cross section for the elastic reaction (n,n) curve, as well as inelastic reaction (n,n’). It is understood from the calculated energy distribution of cross section, that all those OMPs indicate the maximum cross section for the 94Zr(n,n) reaction, En = 15 MeV at almostly the same outgoing energy level, i.e. 7-8 MeV. Keywords: Nuclear reaction cross section calculation, DWBA, OMP, neutron collision, neutron scatterin
THERMAL-HYDRAULICS PARAMETER ANALYSIS OF THE BANDUNG TRIGA 2000 REACTOR BASED ON CFD AND RELAP5/MOD3.2
Get PDFReactor TRIGA 2000 Bandung is result of upgrading TRIGA Mark II reactor from nominal power of 1 MW becomes 2 MW and has been opened its the operation in the year 2000. In this period change of operation parameters had been occurred, especially the parameter related to thermo-hydraulic aspect, like the height of reactor core temperature and the formation of vapor bubble in the core, which is on the contrary with the safety aspect. Safety is the priority in the reactor operation, hence reactor core temperature and vapor bubble in core need to be reduced. One of methods to reduce the core temperature and vapor bubble formation is the operation at limited power of 1000 kW. To examine the safety margin of Bandung TRIGA 2000 reactor operation at 1000 kW power, the analysis of thermo-hydraulic characteristic have been carried out by theoretical study using computer code of CFD (Computational of Fluid Dynamics) and RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). The result of the study indicates that reactor reaches steady state condition at 1000 kW power in 1500 seconds after critical condition, and maximum temperature of reactor core is in C4 position, whereas the maximum temperature of fuel center, cladding, and cooling water at related fuel are 529.35 °C, 103.12 °C, and 90.67 °C, respectively. Maximum temperature of cladding and primary cooling water at related fuel are below saturation temperature (112.4 °C), so the sub-cooled boiling or bubbling of saturation and vapor bubble formation can be predicted not to be happened. Besides when the reactor was operated at 1200 kW and 1250 kW power was obtained the maximum temperature of fuel cladding are 111.04 °C and 115.53 °C, respectively. This thing informs that, when the reactor was operated up to 1200 kW power sub-cooled boiling has not happened, but when the reactor was operated at 1250 kW power has started the happening of the sub-cooled boiling and the formation of vapour bubble. The result of this study can be used as a valuable information in operating Bandung TRIGA 2000 reactor at the limited power of 1000 kW and revising safety analysis report (SAR) of Bandung TRIGA 2000 reactor.Keywords: Bandung TRIGA 2000 reactor, 1000 kW limited power, thermal-hydraulic aspect, computer code of CFD, computer code of RELAP5/Mod3.2. Reaktor TRIGA 2000 Bandung merupakan hasil upgrading dari reaktor TRIGA Mark II berdaya nominal 1 MW menjadi 2 MW dan telah diresmikan pengoperasiannya pada tahun 2000. Dalam periode tersebut telah terjadi perubahan parameter operasi, terutama parameter yang berkaitan dengan aspek termohidrolik, seperti suhu teras reaktor yang tinggi dan menyebabkan terjadi pembentukan gelembung uap di dalam teras. Hal ini bertentangan dengan aspek keselamatan. Mengingat masalah keselamatan merupakan hal yang utama, maka perlu dilakukan penurunan suhu teras reaktor dan pengurangan pembentukkan gelembung uap di dalam teras, diantaranya dengan mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya terbatas 1000 kW. Untuk mengetahui tingkat keselamatan pengoperasian reaktor TRIGA 2000 Bandung pada daya 1000 kW, dilakukan analisis karakteristik termohidrolik melalui kajian teoritik menggunakan program computer Computational Fluid Dynamics (CFD) dan RELAP5/Mod3.2 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). Hasil kajian menunjukkan bahwa reaktor mencapai kondisi tunak pada daya 1000 kW setelah 1500 detik reaktor kritis, suhu maksimum bahan bakar di dalam teras reaktor berada di posisi C4 dimana suhu maksimum pusat bahan bakar 529,35 °C, suhu maksimum kelongsong bahan bakar 103,12 °C, dan suhu maksimum pendingin pada posisi bahan bakar terkait 90,67 °C. Suhu maksimum kelongsong bahan bakar dan suhu maksimum pendingin yang diperoleh berharga jauh di bawah suhu saturasi 112,4 °C, sehingga pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap di dalam teras diprediksi tidak terjadi. Selain itu ketika reaktor dioperasikan pada daya 1200 kW dan 1250 kW diperoleh suhu maksimum kelongsong bahan bakar berturut-turut 111,04 °C and 115,53 °C. Hal ini menginformasikan bahwa ketika reaktor dioperasikan hingga daya 1200 kW belum terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi, tetapi ketika reaktor dioperasikan pada daya 1250 kW telah mulai terjadi pendidihan prajenuh (sub-cooled boiling) atau pendidihan saturasi dan pembentukan gelembung uap. Hasil kajian ini dapat menjadi informasi dalam mengoperasikan reaktor TRIGA 2000 pada daya terbatas 1000 kW dan merevisi Laporan Analisis Keselamatan (LAK) reaktor TRIGA 2000 Bandung. Kata kunci: reaktor TRIGA 2000 Bandung, daya 1000 kW, aspek termohidrolik, program komputer CFD, program computer RELAP5/Mod3.2
VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU
Get PDFAP1000 adalah reaktor daya PWR maju dengan daya listrik 1154 MW yang didesain berdasarkan kinerja teruji dari desain PWR lain oleh Westinghouse. Untuk mempersiapkan peran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir sebagai suatu Technical Support Organization (TSO) dalam hal verifikasi keselamatan, telah dilakukan kegiatan verifikasi keselamatan untuk AP1000 yang dimulai dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR), tangki core makeup tank (CMT), dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). Kecelakaan kegagalan pendingin sekunder yang dipilih adalah hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap yang disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah untuk memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dimana hasil analisis yang diperoleh divalidasi dan dibandingkan dengan hasil analisis menggunakan program perhitungan LOFTRAN di dalam dokumen desain keselamatan AP1000. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa kejadian hilangnya suplai air umpan tidak berdampak pada kerusakan teras, sistem pendingin reaktor, maupun sistem sekunder. Penukar kalor PRHR telah terverifikasi kemampuannya dalam membuang kalor peluruhan teras setelah trip reaktor. Hasil validasi dengan dokumen pembanding menunjukkan kesesuaian pada sebagian besar parameter termohidraulika. Secara umum, model PWR maju yang dilengkapi dengan sistem pendinginan teras ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder.Kata kunci: Verifikasi, hilangnya aliran air umpan, AP1000 AP1000 is a PWR power reactor with 1154 MW of electrical power that is designed based on the proven performance of the other Westinghouse PWR designs. To prepare the role of Center for Reactor Technology and Nuclear Safety as a Technical Support Organization (TSO) in terms of reactor safety verification, the verification activities have been carried out for the AP1000 that begins with failure of secondary coolant accident verification. The activity started with the technical safety features modeling such as passive core cooling system consisting of a Passive Residual Heat Removal system (PRHR), Core Makeup Tank (CMT), and In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). The failure of secondary coolant accident selected is the loss of main feedwater flow to one of the steam generator simulated using the calculation program RELAP5/SCDAP/Mod3.4. The objective of analysis is to obtain sequences of changes in the thermalhydraulic parameters in the reactor due to the selected event. Analysis results obtained are validated and compared with the analysis results using the calculation program LOFTRAN in the AP1000 safety design document. The verification results show that the loss of feed-water supply has no impact on core damage, the reactor coolant system, as well as secondary systems. The ability of heat exchanger PRHR has been verified to dissipate decay heat of the core after reactor trip. Validation with the AP1000 safety design document shows compliance on most thermal hydraulic parameters. In general, the advanced PWR model equipped with passive core cooling system that has been developed remains safe in the event of loss of secondary coolant flow accident. Keywords: Verification, loss of feed water flow, AP100
METODE KALIBRASI ONLINE UNTUK PEMANTAUAN KONDISI PERANGKAT INSTRUMENTASI REAKTOR NUKLIR BERBASIS ELECTRICAL SIGNATURE ANALYSIS
Get PDFMetode electrical signature analysis dewasa ini menjadi alternatif dalam pemantauan kondisi di pembangkit daya reaktor nuklir tidak hanya bagi komponen stationer seperti sensor, untai instrumentasi dan komponen-komponennya, tetapi juga untuk perangkat dinamis seperti motor, pompa, generator dan berbagai jenis aktuator. Untuk menjamin akurasi hasilnya, kalibrasi sistim pemantauan adalah sebuah keharusan yang pada prakteknya biasanya dilakukan secara offline, sangat dibatasi dengan jadwal waktu tertentu dan prosedur keselamatan tertentu. Penelitian ini bertujuan untuk memperkenalkan teknik kalibrasi secara online pada pemantauan kondisi berbasis electrical signature analisis agar perangkat pengukuran dan instrumentasi bisa dijamin akurasinya secara kontinu yang akhirnya juga akan berimplikasi pada keselamatan reaktor secara keseluruhan. Penelitian ini dilakukan secara detil dan bertahap, mulai dari menganalisis teknik kalibrasi secara konvensional, kalibrasi online berdasarkan informasi baseline dan teknik kalibrasi berdasarkan pengaturan perbedaan gain. Teknik kalibrasi secara online berdasarkan pengaturan differential gain dibanding dengan teknik kalibrasi lainnya memberikan hasil terbaik meskipun diberi perbedaan gain yang ekstrim dan kemungkinan pengganggu eksternal seperti catu daya.Kata kunci : pemantauan kondisi, kalibrasi online, electrical signature analysis Electrical signature analysis currently becomes an alternative in condition monitoring in nuclear power plants not only for stationary components such as sensors, measurement and instrumentation channels, and other components but also for dynamic componentssuch as electric motors, pumps, generator or actuators. In order to guarantee the accuracy, the calibration of monitoring systemis anecessary which practically is performed offline, under limited schedules and certain tight procedures. This research aims to introduce online calibration technique for electrical signature condition monitoring in order that the accuracy can be maintained continuously which in turn increases the reactor safety as a whole. The research was performed step by stepin detail from the conventional technique, online calibration using baseline information and online calibration using differential gain adjustment. Online calibration based on differential gain adjustment provides better results than other techniques even tough under extreme gain insertion as well as external disturbances such as supply voltages. Key words : condition monitoring, online calibration, electrical signature analysi
STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL
Get PDFReaktor modular daya kecil (SMR) sangat cocok untuk dibangun Indonesia, terutama pada lokasi-lokasi dengan kapasitas jaringan listrik yang rendah sehingga investigasi lebih jauh tentang reaktor ini sangat diperlukan. Umumnya SMR memiliki bentuk pembangkit uap yang kompak dan terintegrasi di dalam bejana tekan. Disain tersebut menyebabkan perbedaan pendekatan dalam memproduksi uap dibandingkan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan pembangkit uap tabung-u terbalik. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui karakteristik uap dan pola pembentukkannya di dalam pembangkit uap tipe helikal yang banyak digunakan oleh SMR. Metoda yang dipakai adalah dengan melakukan pemodelan dan perhitungan numerik menggunakan program RELAP5. Dalam pemodelan, aliran air umpan bertekanan dan temperatur rendah dimasukkan ke dalam tabung helikal sementara aliran fluida bertekanan dan temperatur tinggi, yang mewakili pendingin sistem primer reaktor, berada di sisi luar tabung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa uap yang dihasilkan oleh pembangkit uap helikal bersifat lewat jenuh yakni sekitar 25 K di atas titik jenuhnya. Hal ini memberikan keunggulan komparatif dari segi disain dan operasional pada SMR dibanding reaktor konvensional karena uap lewat jenuh yang dihasilkan dapat mengurangi kerugian turbin dan sekaligus meningkatkan efisiensi termodinamika. Kata kunci: pembangkit uap helikal, SMR, PWR, uap lewat jenuh, RELAP5 Small modular reactor (SMR) is very suitable to be deployed in Indonesia especially for locations having low electrical grid capacity, so further investigation on the characteritic of this reactor is needed. In general SMR has a compact and integrated-to-vessel steam generator design. This design implies different approach in producing steam as compared to conventional nuclear power plant having inverted u-tube steam generator. For that reason, this research is intended to investigate the steam characteristic and how it is generated in the helical SG which is widely used in SMR. The method used is through numerical calculation of the SG model using RELAP5 code. In the model, the feed-water which has low pressure and temperature is flown into helical tubes while high pressure and temperatur fluid, which represents reactor primary system coolant, stays in outer side of the tube. Calculation result shows that the steam produced by helical steam generator is superheated, i.e. about 25 K above saturation temperature. This provides comparative advantage to SMR on the design and operational aspects compared to conventional reactors because the superheated steam it produces can reduce turbine losses and at the same time increase thermodynamic efficiency. Keywords: helical steam generator, SMR, PWR, superheated steam, RELAP
PENGARUH NILAI BAKAR TERHADAP INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR TRIGA 2000
Get PDFBentuk elemen bakar reaktor TRIGA Bandung adalah silinder padat yang merupakan campuran homogen paduan uranium dan zirkonium hidrida. Pada saat reaktor beroperasi, suhu elemen bakar akan bertambah, akibatnya akan menaikan tekanan gas-gas yang ada di dalam kelongsong elemen bakar. Tekanan gas yang timbul dalam kelongsong elemen bakar merupakan penjumlahan tiga komponen tekanan yaitu tekanan akibat udara yang terperangkap antara kelongsong dengan bahan bakar, tekanan oleh gas hasil fisi yang terbentuk dari elemen bakar dan tekanan yang berasal dari pemisahan hidrogen dari paduan zirkonium hidrida. Gas hasil fisi yang terbentuk oleh bahan bakar sebanding dengan besarnya fraksi bakar oleh setiap elemen bakar dalam teras reaktor. Semakin besar fraksi bakar elemen bakar, semakin besar gas gas hasil fisi yang dihasilkannya, akibatnya semakin besar tekanan di dalam kelongsong yang disebabkan oleh gas gas hasil fisi tersebut. Perhitungan jumlah gas-gas hasil fisi dalam kelongsong yang merupakan fungsi dari nilai bakar dilakukan dengan menggunakan program ORIGEN-2. Program ORIGEN-2 adalah kode komputer yang banyak digunakan untuk menghitung hasil fisi, peluruhan dan pengolahan bahan radioaktif. Tampang lintang, presentase timbulnya hasil fisi, data peluruhan, dan data lainnya yang diperlukan disediakan dalam pustaka data selama eksekusi program. Dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa tekanan gas yang diakibatkan oleh gas hasil fisi adalah 4,13 10-3 psi dan tekanan gas yang diakibatkan udara yang terjebak di dalam kelongsong adalah 56,6 psi, yang mengakibatkan tegangan pada kelongsong sebesar 2080 psi dan nilai ini jauh lebih kecil dari setengah tegangan luluh bahan kelongsong sebesar 12.000 psi pada temperatur 750 oC atau sekitar 40.000 psi pada temperatur 138 oC. Akhirnya dapat disimpulkan bahwa dilihat dari sisi nilai bakar, maka elemen bakar layak digunakan sampai mencapai nilai bakar maksimum.Kata kunci : TRIGA, nilai bakar, elemen bakar, kelongsong. Bandung TRIGA reactor fuel element, which is a homogeneous mixture of uranium and zirconium hydride alloy shaped solid rod. At the time of reactor operation, the fuel temperature will increase with increasing high-power reactor, which will consequently increase the pressure of the gases that exist in the cladding. Pressures that arise in the fuel cladding is the sum of three components of the pressure, there are due to trapped air between the fuel cladding, fission gas pressure by forming and pressure stemming from the separation of hydrogen from zirconium hydride alloy. Fission gases generated by fuel depends on fuel burnup. The larger the value of a fuel burn, the greater the gaseous fission gases produced, consequently the greater the pressure inside the cladding caused by fission gas. The calculation of the amount of fission gases in the cladding which is a function of the fuel carried by using the program ORIGEN-2. ORIGEN-2 is a widely used computer code for calculating the build up, decay and processing of radioactive materials. The cross sections, fission product yields, decay data, decay photon data are either hard wired in the program or are made available as data libraries during the execution of the code. From the calculation results can be concluded that the gas pressure caused by fission gas is very small (4.13 10-3 psi) compared to the gas pressure caused by air trapped in the cladding that is equal to 56.6 psi, which resulted the cladding stres at 2080 psi. To ensure the integrity of fuel element cladding, the stress that occurs in the fuel cladding must be less than half the yield stress of cladding material, 12,000 psi at a temperature of 750 °C or about 40,000 psi at a temperature of 138 oC. It can be concluded that from the side of the fuel, then the fuel possible for use until the fuel burnup reaches a maximum value, in other words, the age of the fuel does not depend on the burnup of the fuel element. Keywords : TRIGA, burnuup, fuel element, cladding