SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
Analisis Kritikalitas Tinggi Teras Aktif HTGR-10 MWth Dengan Variasi Pengayaan pada Kernel Uranium Oksida
Full text linkANALISIS KRITIKALITAS TINGGI TERAS AKTIF HTGR-10MWth DENGAN VARIASI PENGAYAAN PADA KERNEL URANIUM OKSIDA. HTGR-10MWth merupakan salah satu bentuk dari reaktor HTGR tipe pebble bed. Reaktor jenis ini memiliki reaktivitas negatif sebagai fungsi keselamatan melekatnya. Dalam fisika reaktor, parameter kritikalitas merupakan faktor penting untuk mengetahui kondisi kekritisan reaktor, yang menjadi penentu apakah reaktor dapat beroperasi atau tidak. Kritikalitas pada teras aktif suatu reaktor sangat dipengaruhi oleh ketinggian teras aktif, tingkat pengayaan bahan bakar, geometri teras reaktor dan parameter lainnya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter neutronik yang sesuai agar reaktor dapat beroperasi secara optimal. Metodologi yang dilakukan adalah dengan melakukan pemodelan kernel berlapis TRISO dengan model berbentuk kisi-kisi SC (simple cubic), dan pemodelan geometri reaktor. Bahan bakar dan moderator pebble pada teras reaktor dimodelkan dalam bentuk kisi BCC (body-centered cubic) dengan rasio perbandingan pebble bahan bakar dan pebble moderator sebesar 57:43. Paket program MCNP6 digunakan dalam analisis ini. Dari hasil perhitungan, didapat bahwa tinggi teras aktif kritis awal untuk pengayaan 17 % adalah 125 cm, pengayaan 14 % setinggi 141 cm, pengayaan 12 % adalah 161 cm dan pengayaan 10 % adalah 196,1 cm. Sementara, tinggi teras aktif penuh untuk pengayaan 8 % melebihi batas tinggi teras yang tersedia
Studi Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF)
No full textStudi Literatur Radiolisis Air Ringan dan Pengukuran Laju Dosis Bahan Bakar Terhadap Jarak Sumber Radiasi Pada Kolam Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (ISSF). . Elemen bahan bakar bekas masih mengandung sejumlah uranium diperkaya dengan paparan radiasi yang sangat tinggi, sehingga digunakan air sebagai media penyimpanan bahan bakar bekas pada kolam ISSF agar paparan radiasi bahan bakar tidak keluar ke lingkungan.Paparan radiasi dalam air dapat menyebabkan adanya pembentukan oksidator yang dapat menyebabkan korosi pada material bahan ISSF. Laju dosis dapat terukur dalam suatu sumber radiasi terhadap besarnya penahan radiasi. Laju dosis ini digunakkan sebagai input parameter untuk reaksi radiolysis sehingga konsentrasi pembentukan oksidator dalam air dapat diprediksi. Hubungan antara laju dosis teradap jarak sumber radiasi (tebal penahan) menjadi penting untuk penerapan proteksi radiasi. Metode untuk mengukur laju dosis pada kolam ISSF dilakukan pada rak bahan bakar bekas serta uji cicip pada sebuah kelongsong bahan bakar bekas. Laju dosis diukur dengan detector radiagem dengan kabel yang terbungkus plastik. Data hasil percobaan didapatkan bahwa hubungan antara laju dosis radiasi terhadap sumber radiasi yaitu semakin besar jarak detektor terhadap sumber radiasi semakin kecil laju dosis yang terukur dan bersifat eksponensial.Kata Kunci : Kolam ISSF, radiasi, radiolysis air, laju dosis, detecto
ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY
Full text linkANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA PADA GAS BUANG CEROBONG REAKTOR SERBAGUNA G.A. SIWABESSY. RSG-GAS adalah reaktor penelitian yang telah berumur lebih dari 30 tahun. Gas buang yang berasal dari dalam gedung dibuang ke lingkungan melalui cerobong dan selalu dipantau kandungan radionuklidanya. Selama RSG-GAS beroperasi dimungkinkan ada sejumlah zat radioaktif terlepas ke atmosfer. Radionuklida yang terlepas ini dapat berasal dari aktivasi unsur-unsur yang terbawa dalam pendingin dan juga kemungkinan lepasan dari gas produk fisi dari teras reaktor. Tujuan pemantauan terhadap lepasan radionuklida agar tidak membahayakan pekerja dan lingkungan sekitar reaktor. Analisis ini dilakukan berdasarkan Laporan Operasi Reaktor (LOR) 10 tahun terakhir. Batas paparan maksimum dari gas buang adalah 1 x 1015 Bq/m3. Ada 2 kondisi operasi yang disampling, yaitu kondisi operasi 0 MW dan kondisi operasi 15 MW. Pada saat reaktor shutdown nilai paparan radionuklida dari cerobong jauh lebih kecil dibandingkan pada saat operasi. Perbedaan itu diperkirakan rata-rata sebesar 5 x 103 Bq/m3. Pada saat operasi 15 MW, kenaikan paparan diperkirakan berasal dari perubahan sistem reaktor, dari sistem yang statis menjadi sistem dinamis. Hasil pengukuran paparan radiasi yang berasal dari gas mulia pada cerobong RSG GAS masih dibawah ambang batas yang ditetapkan pada LAK (Laporan Analisis Keselamatan) yaitu 1 x 1015 Bq/ m3
KAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK
Full text linkKAJI EKSPERIMENTAL PREDIKSI KETEBALAN NITRIDASI PADA BAJA SKD 61 MENGGUNAKAN METODE GELOMBANG ULTRASONIK. Lapisan yang terbentuk pada permukaan material seperti lapisan karburasi pada bagian dalam pipa menyebabkan permukaan pipa tersebut mengalami pengerasan, dan apabila terjadi retak, retak tersebut dapat memicu kebocoran. Pencegahan terjadinya kerusakan tersebut memerlukan dilakukannya pengukuran ketebalan lapisan, dengan metode tidak merusak. Pada penelitian ini akan dikembangkan metode pengukuran lapisan tipis pada material dengan metode ultrasonik. Lapisan tipis dibuat dengan proses nitridasi yang mewakili lapisan akibat karburasi pada pipa. Spesimen terbuat dari material baja SKD61. Proses nitridasi menghasilkan ketebalan lapisan berbeda-beda yaitu 59 µm, 102 µm, dan 160 µm. Metode ultrasonik yang digunakan adalah metode Ultrasonic Water Immersion menggunakan satu Probe dan defocusing. Besaran yang dijadikan acuan adalah cepat rambat gelombang permukaan Rayleigh. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa metode defocused tidak memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi pada cepat rambat gelombang Rayleigh, sementara metode satu probe memperlihatkan pengaruh ketebalan lapisan nitridasi terhadap cepat rambat gelombang Rayleigh.Kata kunci: lapisan nitridasi, ultrasonic water immersion, gelombang permukaan, defocusing, metode satu probe
ANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR
Full text linkANALISIS KEKUATAN MEKANIK UNTUK FASILITAS FASE-PRHRS MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK ANALISIS STRUKTUR. Station Black Out (SBO) di Fukushima Daiichi Jepang terjadi karena tidak adanya catu daya listrik bagi sistem aktif untuk mendinginkan teras reaktor, sehingga panas peluruhan di teras reaktor tidak dapat dibuang ke sistem pengambilan sisa panas dan kelingkungan. Untuk itu diperlukan sistem keselamatan pasif untuk membuang sisa panas hasil peluruhan yang dihasilkan ketika SBO terjadi atau sebab-sebab lain yang mengakibatkan sistem aktif tidak berfungsi. FASE-PRHRS (Fasilitas Eksperimen-Passive Residual Heat Removal System) merupakan suatu fasilitas eksperimen keselamatan sistem pasif yang direncanakan akan dibuat dengan skala tinggi 1/1 dan ditujukan untuk penelitian pengambilan panas sisa pada teras reaktor dan beroperasi secara alamiah tanpa membutuhkan catu daya listrik. Fasilitas tersebut menggunakan struktur Untai Uji Termohidrolika Reaktor (UUTR) sebagai penopang komponen-komponennya se- hingga struktur mengalami penambahan beban selain beban dari komponen-komponen UUTR. Un- tuk mengetahui keamanan penggunaan struktur UUTR sebagai penopang maka dilakukan pengujian secara simulasi menggunakan perangkat lunak analisis struktur. Hasil pengujian mendapatkan tegan- gan mekanik terbesar yang terjadi yaitu 4,41 x 106 N/m2, sedangkan translation displacement terbesar yaitu 0,1150 mm. Tegangan mekanik yang terjadi masih lebih kecil dibandingkan dengan yield strength material dari Carbon Steel ASTM A36 dan masih dalam daerah elastis material. Se- dangkan translation displacement yang terjadi sangat kecil sehingga tidak mengakibatkan perubahan bentuk pada struktur UUTR. Dengan demikian struktur UUTR dalam kondisi aman dengan adanya pembebanan berupa komponen UUTR dan FASE-PRHRS. Kata kunci: struktur UUTR, FASE-PRHRS, tegangan mekanik, translation displacement
ANALISIS DESAIN MEDIA PENAMPUNG BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR DAYA EKSPERIMEN (RDE) MENGGUNAKAN MCNPX 2.6.0
No full textPembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas merupakan suatu kebutuhan yang sangat penting. Dosis radiasi yang dihasilkan oleh bahan bakar bekas tersebut masih sangat besar, dan fasilitas yang dibutuhkan untuk penyimpanan bahan bakar bekas yang berjangka panjang. Aspek keselamatan yang berkaitan dengan pembangunan fasilitas penyimpanan bahan bakar bekas cukup banyak, namun aspek pertama yang perlu diperhatikan adalah menghindari kekritisan.Untuk menyelesaikan analisis desain media penampung bahan bakar bekas, penulis menggunakan program MCNPX.2.6.0. Dari hasil simulasi dan analisis data, diperoleh nilai tebal perisai yang aman untuk menahan paparan radiasi yaitu ≥ 21,9 cm untuk radial CZ, ≥19 cm untuk radial bottom, dan ≥37 cm untuk radial top. Di samping data tebal perisai, pada simulasi ini juga diperoleh distribusi laju dosis pada berbagai permukaan perisai, untuk tebal perisai radiasi 21,9 cm maka besar nilai laju dosis pada permukaan perisai bagian atas sebesar 9.2376E-08 Sv/jam, dan pada permukaan perisai bottom dengan tebal 19 cm sebesar 5.1549E-07 Sv/jam
ESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP-02
Full text linkESTIMASI PERUBAHAN KALOR SELAMA KENAIKAN TEMPERATUR AIR DI UNTAI PRE-FASSIP 02. Kecelakaan reaktor nuklir Fukushima terjadi dipicu oleh bencana alam gempa bumi dan Tsunami. Kerusakan yang terjadi pada teras reaktor akibat kegagalan sistem aktif selama proses pendinginan panas sisa peluruhan reaksi fisi berantai (residual heat). Sehingga, perlu pengembangan sistem pendingin pasif yang menggantikan sistem aktif untuk pendinginan teras ketika terjadi Stasiun Black Out (SBO) akibat pemadaman reaktor. Sistem pendingin pasif bekerja berdasarkan fenomena sirkulasi alam dari daerah panas menuju daerah dingin dalam satu untai tertutup. Sehingga untuk kebutuhan studi eksperimen terhadap pola aliran sirkulasi alam, maka dibuat fasilitas uji Untai PreFASSIP-02. Tujuan penelitian adalah untuk memperkirakan perpindahan kalor dari bagian panas menuju bagian dingin pada Untai Pre-FASSIP-02. Hasil eksperimen menunjukan bahwa proses pemanasan yang terjadi pada tabung heater semakin lama menyebabkan kenaikan temperatur air. Nilai kalor rata-rata yang diberikan oleh heater pada air untuk temperatur rata-rata 61,6 °C selama dua jam eksperimen adalah 1264,9 kJ dan besarnya kalor yang diterima kolam ECT hanya 150, 4 kJ. Kalor tersebut memanaskan air hingga terjadi aliran sirkulasi alam yang membuat temperatur di TH out dan ECT meningkat meski dengan kenaikan yang kecil. Kenaikan temperatur air di TH out dan ECT yaitu masing-masing 35,57 °C dan 0,07 °C. Artinya perubahan kalor di dalam untai yang terjadi cukup kecil dan rugi kalor yang terjadi besar, menyebakan kenaikan temperatur air di ECT tidak akan mencapai titik didihnya.Kata kunci: estimasi, kalor, temperatur, sirkulasi alam, sistem pasif, Pre-FASSIP-02
PERFORMANCE ANALYSIS OF RANKINE CYCLE USING SUPERCRITICAL STEAM FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RDE
Full text linkPERFORMANCE ANALYSIS OF RANKINE CYCLE USING SUPERCRITICAL STEAM FOR ENERGY CONVERSION SYSTEM OF RDE. The energy conversion system in the experi- mental power reactor (RDE) is designed using a steam turbine or in a cogeneration configuration with a Rankine cycle. This energy conversion system also functions as a reactor coolant system that implements an indirect cycle. Between the primary cooling system and the secondary cooling system is mediated by a heat exchanger that acts as a steam generator (SG). The temperature of the reactor outlet is 700 oC and the temperature of the steam generator outlet is 530 oC with the pressure of 60 bar. One of the performance parameters for energy conversion systems is thermal efficiency. This research aims to study the possibility of increasing thermal efficiency by conditioning the supercriti- cal vapor in the turbine inlet. The analysis and calculation of cooling thermodynamic parameters and coolant system performance parameters are performed using ChemCAD computer software. A simu- lation using ChemCAD for the RDE energy conversion system by conditioning the supercritical va- por at various pressure variations obtained that the highest thermal efficiency of 29.41 % occurred at supercritical vapor conditions with a pressure of 270 bar. This thermal efficiency is about 2.5 % higher than thermal efficiency at a pressure of 60 bar. Therefore a pressure of 270 bar can be consi- dered as an operating parameter for the Rankine cycle on RDE. Keywords: experimental power reactor, cooling system, ChemCAD, thermal efficiency
ESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP-02
Full text linkESTIMASI PERHITUNGAN KALOR DAN LAJU ALIRAN KALOR PADA UNTAI FASSIP02. Kecelakaan reaktor nuklir di Fukushima karena adanya gempa bumi yang menyebabkan tsunami sehingga mematikan sistem kelistrikan untuk pemompa air pendingin. Dari kejadian tersebut dibutuhkan suatu sistem pasif yang tidak membutuhkan energi dari luar untuk pendinginan darurat. Sistem pasif dibuat berdasarkan prinsip natural circulation (sirkulasi alami) dimana pergerakan molekul air karena adanya perubahan densitas ketika terjadi pemanasan. Untuk mengetahui bagaimana sistem Untai FASSIP-02 maka dilakukan pendekatan study literatur dan estimasi perhitungan kalor dan waktu penguapan air dalam tangki pendinginan air (water cooling tank / WCT). Selain itu juga dilakukanperhitungan laju aliran kalor dan waktu pemanasan air di kolam WCT hingga mencapai temperatur 100 ̊ C berdasarkan ukuran geometri dan parameter yang telah ditentukan. Dari estimasi yang dilakukan diperoleh nilai kalor terbesar yaitu 18835340,38 kJ dan yang terkecil 3767068,07 kJ. Waktu penguapan terbesar 10,9 hari dan terkecil 2,18 hari. Laju aliran kalor terbesar diperoleh 333,05 kW dan yang terkecil 4,16 kW dengan waktu pemanasan terbesar 151,86 jam dan terkecil 0,76 jam.Kata kunci: estimasi, kalor, sirkulasi alami, sistem pasif, Untai FASSIP-02
