JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K0-NAA
Full text linkMetode k0-NAA merupakan metode analisis yang banyak digunakan dengan berbagai keunggulan. Dalam penerapan metode k0-NAA diperlukan nilai parameter reaktor (f dan α), maka tujuan penelitian ini adalah akan dilakukan pengukuran nilai parameter f dan α di fasilitas Lazy Susan reaktor Kartini. Metode yang digunakan meliputi metode Cd-ratio dan triple bare. Telah diukur nilai parameter tersebut pada tiga lubang iradiasi di fasilitas Lazy Susan. Diperoleh perbedaan hasil pengukuran nilai parameter yang signifikan pada setiap lubang iradiasi, nilai ƒ berkisar 13,713 - 22,128 dan α berkisar -0,060 – 0,068. Hasil pengukuran f dan α dengan metode Cd-ratio, memberikan nilai yang lebih stabil dibandingkan metode triple bare. Nilai f dan α yang diperoleh dapat dijadikan basis data pada penerapan metode k0-NAA untuk analisis sampel di laboratorium AAN – PSTA.Kata kunci: parameter reaktor, reaktor Kartini, k0-NAA, fluks neutron The k0-NAA method is an analysis method that widely used by many of the advantages. In the application of k0-NAA method needed valuea of reactor parameters (f and α), then the purpose of the research would be conducted meaasurement parameter values f and α in the Lazy Susan Kartini reactor facilities. The methods used include Cd-ratio and triple bare methods. The parameter value has been measured in three channels in the irradiation facilities Lazy Susan. Differences of measurement results obtained parameter values are significant in each channel irradiation, the value of ƒ ranged from 13.713 to 22.128 and the value of α ranged from -0.060 – 0.068. The results of measurements for the f and α with the Cd-ratio method, providing more stable value than the triple bare method. The value of f and α obtained can be used a database for the application of k0-NAA method for sample analysis in the laboratory NAA – CAST. Keywords: reactor parameter, Kartini reactor, k0-NAA, neutron flu
ANALISIS TERMAL-ALIRAN KISI BAHAN BAKAR BOLA TERAS RGTT200K DENGAN FLUENT
Full text linkSejalan dengan Perpres No.5/2010, PTRKN-BATAN mengembangkan dua varian desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi, yaitu RGTT200K dan RGTT200KT. Energi termal pada kedua sistem reaktor ini dipasok oleh teras reaktor berbahan bakar bola dengan daya termal 200 MWt. Komposisi geometri dan struktur teras didesain agar dapat menghasilkan keluaran pendingin gas helium bertemperatur 950OC sehingga dapat digunakan untuk produksi hidrogen dan atau unit industri proses lainnya secara kogeneratif. Luaran gas helium bertemperatur sangat tinggi ini akan menimbulkan tegangan termal pada bola bahan bakar yang mengancam integritas sistem pengungkungan produk fisi di dalamnya. Oleh karena itu perlu dilakukan analisis termal-aliran untuk mengetahui distribusi temperatur dan aliran pendingin gas helium dalam kisi bahan bakar bola. Salah satu cara terbaik untuk melakukan analisis termal-aliran adalah dengan pemodelan tiga dimensi menggunakan perangkat lunak komputasi dinamika fluida (computational fluid dynamics) yang teruji. Dalam penelitian ini digunakan perangkat lunak FLUENT 6.3. Analisis termal aliran pada kisi bola bahan bakar dilakukan dengan memodelkan dinamika fluida pendingin dengan perpindahan panas kombinasi tiga moda, konduksi, konveksi dan radiasi, serta mempertimbangkan adanya turbulensi aliran gas. Model Discret Ordinate dan Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) masing-masing digunakan dalam perhitungan perpindahan panas radiasi dan turbulensi. Dari distribusi temperatur bola bahan bakar hasil pemodelan CFD dengan aliran turbulen pada pendinginnya diketahui bahwa temperatur maksimum bahan bakar bola mencapai 1036,1OC. Temperatur setinggi ini masih jauh dari temperatur yang dapat menyebabkan kegagalan pengungkungan produksi fisi, yaitu 1600OC.Kata kunci: pemodelan pendinginan, model kisi kubus sederhana, reaktor kogenerasi, RGTT, komputasi dinamika fluida In accordance to the Presidential Regulation No.5/2010, PTRKN-BATAN develops two variants of conceptual design of the cogeneration advanced power reactor, i.e. RGTT200K and RGTT200KT. Thermal energy of both reactor systems are supplied by the pebble fueled reactor core with 200 MWt thermal powers. The geometry and structure of the core is designed to produce the output of helium gas coolant temperature as high as 950OC to be used for hydrogen production and/or other process industry in co-generative way. Output of very high temperature helium gas will cause thermal stress on the pebble fuel that threats the integrity of fission products confinement on it. Therefore it is necessary to perform thermal-flow analysis to determine the temperature distribution and the helium coolant flow in the pebble fuel lattice. One of the best practices to performing thermal-flow analysis is carried out by three dimensional modeling with proven computational fluid dynamics (CFD) software. The FLUENT 6.3 CFD software was used in this study. Pebble lattice thermal-flow analysis was performed by modeling the fluid dynamics of the coolant with a combination of the three modes of heat transfer, conduction, convection and radiation, as well as considering the turbulence of the helium gas coolant stream. Discrete ordinate and Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) models are used in the calculation of the radiation heat transfer and turbulence respectively. From temperature distribution in the pebble fuel that resulting from CFD modeling with turbulen flow in the coolant it was known that the maximum pebble fuel temperature reaches 1036,1OC. This temperature is far from the temperature which can lead to failure of the fission product confinement, i.e. 1600OC. Keywords: coolant modeling, simple cubic lattice model, co-generation reactors, HTGR, computational fluid dynamic
OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI
Full text linkABSTRAK OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI. Implementasi reaktor inovasi telah diterapkan pada berbagai reaktor riset baru yang saat ini sedang dibangun. Pada saat ini BATAN sedang merancang desain konseptual reaktor riset daya tinggi yang telah masuk pada tahap optimasi desain. Spesifikasi desain konseptual reaktor riset inovatif adalah reaktor tipe kolam berpendingin air dan reflektor D2O. Teras reaktor memiliki kisi 5x5 dengan 16 bahan bakar dan 4 batang kendali. Teras reaktor berada di dalam tabung berisi D2O yang berfungsi sebagai posisi iradiasi. Daya reaktor 50 MW didesain untuk membangkitkan fluks neutron termal sebesar 5x1014 n/cm2s. Teras reaktor berbentuk kompak dan menggunakan bahan bakar U9Mo-Al dengan tingkat muat uranium 7-9 gU/cm3. Desain termohidrolika yang mencakup pemodelan, perhitungan dan analisis kecukupan pendingin dibuat sinergi dengan desain fisika teras agar keselamatan reaktor terjamin. Makalah ini bertujuan menyampaikan hasil analisis perhitungan termohidrolika teras dan sistem reaktor riset inovatif pada kondisi tunak. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan yang telah tervalidasi, masing-masing adalah Caudvap, PARET-ANL, Fluent dan ChemCad 6.4.1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pembangkitan panas yang tinggi dapat dipindahkan tanpa menyebabkan pendidihan dengan menerapkan desain teras reaktor bertekanan, di samping itu desain awal komponen utama sistem pembuangan panas yang terintegrasi telah dilakukan, sehingga konseptual desain termohidrolika RRI-50 dapat diselesaikan. Kata kunci : reaktor riset inovatif, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1. ABSTRACT THERMALHYDRAULIC DESIGN AND COOLING SYSTEM OPTIMIZATION OF THE HIGH POWER INOVATIVE RESEARCH REACTOR. Reactor innovation has been implemented in a variety of new research reactors that currently are being built. At this time BATAN is designing a conceptual design of the high power research reactor which has entered the stage of design optimization. The conceptual design specifications of the innovative research reactor is a pool type reactor, water-cooled and reflected by D2O. The reactor core has a 5 x 5 grid with 16 fuels and 4 control rods, which is inserted into a tube containing D2O as an irradiation position. Reactor power of 50 MW is designed to generate thermal neutron flux of 5x1014 n/cm2s. The compact core reactor is using U9Mo-Al fuel with uranium loading of 7-9 gU/cm3. Thermal hydraulic design includes modeling, calculation and analysis of the adequacy of coolant created synergy with the physical design of reactor safety. This paper aims to deliver the results of thermal hydraulic calculation and system design analysis at steady state condition. The analysis was done using various calculation programs that have been validated, i.e. Caudvap, PARET-ANL, Fluent and ChemCad 6.4.1. The calculation results show that the heat generation can be transfered without causing a two phase flow boiling by applying pressurized reactor core design, while the main components of initial design system with an integrated heat dissipation has been done, to complete the conceptual design of the RRI-50 thermalhydraulics. Keywords : inovative research reactor, Caudvap, PARET-ANL, Fluent, ChemCad 6.4.1
ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000
Full text linkKejadian Fukushima telah menunjukkan bahwa kecelakaan parah dapat terjadi, maka dari itu sangatlah penting untuk menganalisis tingkat keselamatan pada reaktor daya. Berdasarkan rekomendasi expert mission IAEA setelah kejadian Fukushima, perlu dilakukan upaya untuk meminimalisasi terjadinya kecelakaan parah yaitu dengan melakukan proses pendinginan yang maksimal. Dalam konsep keselamatan fasilitas nuklir, khususnya reaktor daya telah diterapkan konsep keselamatan berlapis (Defence in Depth, DiD). Konsep keselamatan tersebut terdiri atas 5 level pertahanan yang bertujuan mencegah dan mengurangi lepasan produk fisi ke masyarakat dan lingkungan pada saat reaktor daya mengalami kecelakaan. Dalam reaktor telah didesain sistem atau tindakan yang mempunyai fungsi untuk mengatasi setiap level tersebut. Tujuan dari analisis ini adalah menentukan probabilitas kecelakaan parah dengan melakukan skenario kegagalan sistem dalam proses pendinginan di reaktor. Sebagai obyek analisis adalah reaktor daya AP1000, karena jenis reaktor ini sedang banyak dibangun saat ini. Skenario dilakukan dengan mengasumsikan beberapa kombinasi kegagalan sistem yang termasuk dalam DiD level 2 dan 3. Kegagalan sistem kemudian dianalisis dengan menggunakan analisis pohon kegagalan berdasarkan perangkat lunak SAPHIRE ver. 6.76. Dari analisis didapatkan probabilitas gagal dari kelompok sistem DiD level 2 dan 3 pada AP1000 masih di bawah batas kriteria dari IAEA yaitu lebih kecil dari 10-2, serta probabilitas kecelakaan parah didapatkan sebesar 6,17 x 10-10. Berdasarkan analisis ini disimpulkan bahwa AP1000 mempunyai tingkat keselamatan yang cukup tinggi, karena melalui skenario kegagalan sistem didapatkan probabilitas kecelakaan parah yang sangat kecil. ABSTRACT Fukushima accident has shown that severe accident could be occurred, therefore it is important to analyze safety level of nuclear power plants. Based on the recommendations of IAEA expert mission after the Fukushima accident, necessary effort to minimize severe accident by optimizing cooling process. On the safety concept of nuclear facility especially power reactor has been applied defence in depth (DiD) concept. These concept consists of five defense levels which is to prevent and to reduce fission product release to the public and the environment when the power reactor accident happen. On the reactor has been designed system or action that have function to overcome with each those levels. The objective of this paper is to determine severe accident probability by system failure scenario on the cooling process in the reactor. The AP1000 is chosen as the reference plant to be evaluated, because currently this reactor is being built in many countries. The scenario is carried out by combining several system failures included in DiD level 2 and 3. System failure is evaluated by fault tree analysis using SAPHIRE code version 6.76. The analysis results show that the failure probability of system in the DiD level 2 and 3 AP1000 is still below the IAEA criteria limit that is less than 10-2, as well as the probability of severe accident is 6.17 x 10-10. Based on this analysis, it can be concluded that the safety level of AP1000 is high enough, because through system failure scenario is obtained the probability of severe accident is very small
Efek Perubahan Sudut Kemiringan Terhadap Perpindahan Kalor dan Laju Aliran Air pada Untai Sirkulasi Alamiah
Full text linkPelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah (USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air) . Komponen USSA FT- 02 terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o, 45o dan 90o. Temperatur outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5% dan 55,7%
Evaluasi Parameter Desain Termohidrolika Teras dan Sub Kanal PLTN AP1000 Pada Kondisi Tunak
Full text linkTelah dilakukan verifikasi dan validasi parameter desain termohidrolika teras PLTN AP1000 pada kondisi steady state. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan computer code CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5. Input yang digunakan untuk CAUDVAP adalah data geometri bejana dan teras (elemen bakar, bypass, core barrel dan selubung teras) dan laju alir total, dengan output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan kecepatan pendingin di teras. Input untuk COBRA-EN adalah data geometri elemen bakar, daya linier, laju alir efektif dan sifat termal elemen bakar dengan output adalah penurunan tekanan di teras aktif, distribusi entalpi, temperatur bahan bakar, temperatur kelongsong, temperatur pendingin, fluks kalor, koefisien hantaran kalor dan DNBR. Sedangkan input untuk RELAP5 adalah data geometeri batang bahan bakar, fluks panas dan laju alir, dengan output adalah penurunan tekanan sepanjang kanal, temperatur kelongsong dan temperatur pendingin. Dari hasil perhitungan CAUDVAP dan deviasinya terhadap data desain diperoleh penurunan tekanansepanjang bejana teras sebesar 271,53 kPa (deviasi -1,26%), dengan distribusi laju alir melalui teras aktif sebesar 48.537,9 ton/jam (deviasi 0,19%), melalui guide thimble dan core barrel sebesar 2944,8 ton/jam (deviasi -3,05%) dan melalui core shroud sebesar 283,2 ton/jam (deviasi 9,98%). Perhitungan penurunan tekanan teras aktif dengan CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 adalah 76,01 kPa, 73,78 kPa dan 73,3 kPa. Perbedaan ini disebabkan karena perubahan luasan dari bagian penyangga teras ke bagian perangkat bahan bakar tidak diperhitungkan di dalam kode COBRA-EN dan RELAP5. Hasil perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal) dengan COBRA-EN diperoleh bahwa temperatur meat perangkat bahan bakar berkisar antara 507,95 – 945,45oC, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar 302,15 – 338,75oC dan DNBR minimum berkisar 2,23 – 6,07. Adapun analisis subkanal terpanas dengan COBRA-EN dan RELAP5 diperoleh temperatur pendingin keluaran masing-masing diperoleh 329,42 oC (deviasi 1,47%) dan 324,51 oC (deviasi -0,05%), fluks kalor maksimum masing-masing diperoleh 1634,13 kW/m2 (deviasi -0,04%) dan 1601,0 kW/m2 (deviasi -2,06%). Keseluruhan parameter termohidrolika yang didapat dari hasil perhitungan, dibandingkan dengan data desain menunjukkan tidak adanya perbedaan yang berarti, sehingga dapat disimpulkan bahwa perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 tersebut valid
Disain Sistem Pemantauan Lingkungan Untuk Evaluasi Lepasan Radionuklida dari Subsistem pada Kecelakaan Reaktor Daya PWR
Full text linkPLTN. (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) sebagai sumber energi baru dipilih sebagai alternatif, karena memiliki berbagai kelebihan yaitu ramah lingkungan, pasokan bahan bakar yang tidak bergantung musim, serta harganya yang dapat bersaing dengan pembangkit listrik yang lain. Namun demikian, adanya keraguan sebagian masyarakat tentang keselamatan radiasi PLTN, maka pemerintah harus bisa meyakinkan tentang operasi PLTN yang aman dan selamat. Penelitian tentang disain sistem pemantauan lingkungan untuk evaluasi lepasan radionuklida dari subsistem reaktor dan lingkungan akibat terjadinya kecelakaan pada reaktor daya telah dilakukan. Penelitian dilakukan dengan melakukan perhitungan sebaran radionuklida ke subsistem dan lingkungan serta membuat sistim monitoring radiasi di lingkungan. Sistem monitoring lingkungan terdiri dari system pencacah radiasi, sistem peringatan dini, sistem pengukuran meteorologi, sistem GPS dan system GIS. Sistem pencacah radiasi digunakan untuk mencatat data radiasi, sistem pengukuran meteorologi digunakan untuk mencatat data arah dan kecepatan angin, sedangkan sistem GPS digunakan untuk menentukan data posisi pengukuran. Data tersebut kemudian dikirimkan ke system akuisisi data untuk ditransmisikan ke pusat kendali. Pengumpulan dan pengiriman data dilakukan melalui SMS menggunakan perangkat modem yang ditempatkan di ruang kendali. Ruang kendali menerima data dari berbagai tempat pengukuran. Dalam hal ini ruang kendali memiliki fungsi sebagai SMS gateway. Sistem ini dapat memvisualisasi untuk lokasi pengukuran yang berbeda. Selanjutnya, data posisi dan data radiasi diintegrasikan dengan peta digital. Integrasi sistem tersebut kemudian divisualisasikan dalam personal komputer. Untuk posisi pengukuran terlihat langsung di peta dan untuk data radiasi ditampilkan di monitor dengan tanda lingkaran merah atau hijau yang digunakan sebagai pemonitor batas aman radiasi. Bila tanda lingkaran berwarna merah maka akan menyalakan alarm di ruang kendali, selanjutnya dapat dilakukan tindakan sesuai dengan prosedur kedaruratan nuklir yang ada di PSAR
Analisis dan Optimasi Desain Sistem Reaktor Gas Temperatur Tinggi RGTT200K dan RGTT200KT
Full text linkBerdasarkan amanat Perpres No.5/2010, PTRKN-BATANmengembangkan desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi berbasis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yang diberi nama RGTT200K dan RGTT200KT. Desain sistem kedua varian RGTT ini belum optimal dan spesifikasi thermal-flow dari kedua teras reaktor berbeda. Seharusnya desain konseptual sistem RGTT200K maupun RGTT200KT mempunyai sepsifikasi thermal-flow teras reaktor yang sama, sehingga tidak perlu mendesain dua teras reaktor dengan geometri teras dan bahan bakar yang berbeda. Untuk memenuhi persyaratan tersebut dalam penelitian inidilakukan analisis dan optimasi terhadap desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan tujuan meningkatkan faktor utilisasi energi termal (EUF) dan menyatukan spesifikasi thermal-flow teras reaktor. Analisis sistem RGTT200K dan RGTT200KT dilakukan denganperangkat lunak Cyclepad. Metode volume kendali tetap satu dimensi digunakan dalam Cyclepad untuk menyelesaikan persamaan konservasi dalam volume kendali, oleh karena itu Cyclepad sangat sesuai untuk melakukan desain konseptual sistem siklus termodinamika. Optimasi dilakukandengan penyelesaian persamaan aljabar linier dari model RGTT200K dan RGTT200KT. Dari analisis dan optimasi ini dihasilkan desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan spesifikasi thermal-flow teras sama, dan peningkatan EUF dari 63% menjadi 80,14% (untuk RGTT200K) dan dari 63,6% menjadi 78,02% (untuk RGTT200KT)
The Analysis of SBWR Critical Power Bundle Using Cobrag Code
Full text linkThe coolant mechanism of SBWR is similar with the Dodewaard Nuclear Power Plant (NPP) in the Netherlands that first went critical in 1968. The similarity of both NPP is cooled by natural convection system. These coolant concept is very related with same parameters on fuel bundle design especially fuel bundle length, core pressure drop and core flow rate as well as critical power bundle. The analysis was carried out by using COBRAG computer code. COBRAG computer code is GE Company proprietary. Basically COBRAG computer code is a tool to solve compressible three-dimensional, two fluid, three field equations for two phase flow. The three fields are the vapor field, the continuous liquid field, and the liquid drop field. This code has been applied to analyses model flow and heat transfer within the reactor core. This volume describes the finitevolume equations and the numerical solution methods used to solve these equations. This analysis of same parameters has been done i.e.; inlet sub cooling 20 BTU/lbm and 40 BTU/lbm, 1000 psi pressure and R-factor is 1.038, mass flux are 0.5 Mlb/hr.ft2, 0.75 Mlb/hr.ft2, 1.00 Mlb/hr.ft2 and 1.25 Mlb/hr.ft2. Those conditions based on history operation of some type of the cell fuel bundle line at GE Nuclear Energy. According to the results, it can be concluded that SBWR critical power bundle is 10.5 % less than current BWR critical power bundle with length reduction of 12 ft to 9 ft