SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
ANALISIS PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR TERAS DAN REFLEKTOR REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL
Full text linkReaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah salah satu jenis reaktor temperatur tinggi berpendingin gas helium yang pengoperasiannya harus memenuhi batas standar keselamatan operasi, khususnya dari aspek temperatur, sehingga penelitian tentang dis- tribusi temperatur pada bahan bakar yang berada di teras dan reflektor reaktor sangat penting untuk dilakukan. Program PEBBED6 dirancang khusus untuk reaktor jenis PBR (Pebble Bed Reactor) ber- bahan bakar jenis bola dan dapat menghitung parameter neutronik dan distribusi temperatur pada teras reaktor maupun reflector dalam teras RDE menggunakan fraksi packing 61%. Perhitungan dan pemrosesan spektrum tampang lintang menggunakan program COMBINE dan perhitungan distribusi temperatur pada bahan bakar pebble dan daerah reflektor dilakukan dengan menggunakan modul THERMIX-VSOP yang sudah terintegrasi dengan program PEBBED6. Hasil perhitungan temperatur permukaan pebble pada bagian tengah dan atas teras aktif untuk tiga ketebalan reflektor 100 cm, 150 cm dan 200 cm masing-masing adalah 646,50 oC dan 761,30 oC, sementara temperatur permukaan pebble pada teras bagian tengah dan atas paling dekat dengan reflektor samping adalah 601,40 oC dan 695,80 oC. Sedangkan temperatur pada reflektor sisi samping bagian tengah dan atas terluar untuk ketebalan 100cm masing-masing adalah 413,20 oC dan 438,30 oC, sementara temperatur pada ketebalan reflektor 150 cm dan 200 cm adalah 340,80 oC dan 353,90 oC. Secara keseluruhan, hasil perhitungan menghasilkan distribusi temperatur permukaan bahan bakar teras dan reflektor yang berada pada nilai di bawah batas keselamatan temperatur yang dipersyaratkan.
EFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED
Full text linkEFEK IMPURITAS BORON PADA KERNEL BAHAN BAKAR HTGR PEBBLE BED. Boron merupakan material yang sangat efektif berfungsi menyerap neutron. Adanya impuritas boron pada teras bahan bakar, khususnya bahan bakar disinyalir akan dapat mempengaruhi performa sifat-sifat neutronik maupun keselamatan kritikalitas reaktor. Oleh karena itu penelitian tentang efek impuritas boron pada bahan bakar pebble penting dilakukan, agar dapat diketahui pengaruh impuritas terhadap kritikalitas teras HTGR. Tahap awal penelitian, dilakukan validasi program MCNP6.1 yang dibuat dengan cara membandingkan hasil tinggi teras kritis awal reaktor HTGR dengan tinggi kritis awal HTR-10 secara eksperimen maupun berdasarkan program VSOP kemudian dilakukan perhitungan kritikalitas terhadap impuritas boron pada kernel pebble. Hasil yang dicapai menunjukan program yang dibuat mempunyai tingkat keakuratan yang sangat baik yaitu 1,58 % terhadap hasil ekperimen. Hasil perhitungan kritikalitas terhadap impuritas boron menunjukkan tidak adanya pengaruh akibat impuritas boron pada teras awal.Kata kunci: impuritas boron, MCNP6.1, kritikalitas, HTGR, pebble be
ANALISIS PARAMETER KINETIKA TERAS HTR-10 DARI ASPEK STATIS DAN TRANSIEN
Full text linkANALISIS PARAMETER KINETIKA TERAS REAKTOR HTR-10 DARI ASPEK STATIS DAN TRANSIEN. HTR (High Temperature Reactor) merupakan salah satu tipe reaktor nuklir yang menggunakan moderator grafit dan berpendingin gas helium. Indonesia sedang merencanakan untuk membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang merupakan reaktor tipe HTR dengan daya nominal 10 MWth. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan analisis keselamatan desain reaktor tipe HTR untuk mendukung program pembangunan RDE tersebut. Sebagai objek penelitian digunakan data HTR-10 Tiongkok dengan pertimbangan bahwa spesifikasi teras tersebut hampir sama dengan teras RDE. Perhitungan parameter kinetika sebagai fungsi temperatur bahan bakar dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION terhadap model teras geometri 2-dimensi arah R-Z. Input data berupa tampang lintang makroskopik homogenisasi bahan bakar bola dan pendingin helium diperoleh melalui perhitungan menggunakan modul PIJ melalui metode heterogenitas ganda. Analisis dilakukan terhadap parameter kinetika teras HTR-10 dalam kondisi statis dan transien. Dari hasil perhitungan diketahui bahwa pada kondisi transien akibat kenaikan temperatur bahan bakar, maka nilai parameter kinetika teras HTR-10 antara lain, umur neutron serempak, waktu generasi neutron serempak, fraksi neutron kasip, dan fraksi neutron kasip tiap group akan mengalami sedikit penurunan / lebih kecil, sedangkan nilai konstanta peluruhan neutron kasip tiap group hampir tidak mengalami perubahan / tetap. Sehingga perubahan daya teras reaktor masih akan berlangsung secara normal.Kata kunci: SRAC2006, heterogenitas ganda, HTR-10, parameter kinetika, transie
DEFEK SUBSTITUSI CESIUM DALAM SILICON CARBIDE PADA BAHAN BAKAR TRISO
Full text linkDEFEK SUBSTITUSI CESIUM DALAM SILICON CARBIDE PADA BAHAN BAKAR TRISO. Lapisan SiC dalam bahan bakar TRISO berfungsi untuk mencegah terjadinya pelepasan produk fisi Cs ke lingkungan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pelepasan produk fisi Cesium (Cs) dalam jumlah besar ke dalam reaktor terjadi pada kondisi operasi. Mekanisme pelepasan Cs dalam SiC, dipelajari melalui studi defek Cs di dalam SiC menggunakan first-principles calculation berbasis metoda Teori Fungsional Kerapatan (Density Functional Theory-DFT). Jenis defek yang dihitung adalah substitusi dan interstisial Cs dalam supersel SiC (64 atom) menggunakan paket program PHASE/0 dengan pendekatan GGA (Generalized Gradient Approximation). Hasilnya menunjukkan bahwa Cs lebih stabil pada kondisi defek substitusi, dimana satu atom Cs mensubstitusi satu atom C dalam bulk SiC dengan nilai energi formasi berkisar antara 8,59 – 8,60 eV. Hasil tersebut mempunyai kesesuain tren dengan hasil perhitungan peneliti lainnya. Berdasarkan hasil perhitungan dimungkinkan analisa lebih lanjut dengan defek yang lebih kompleks atau mekanisme lain untuk mengendalikan pelepasan Cs dalam lapisan SiC.Kata kunci: energi formasi, difusi, TRISO, DF
PENGEMBANGAN SISTEM INSTRUMENTASI THERMOBATH DAN AKUISISI DATA TERMOKOPEL TIPE K
Full text linkSalah satu komponen utama untuk mengukur perubahan temperatur pada Fasilitas Simulasi Sistem Pasif (FASSIP) adalah thermokopel tipe K. Sebelum digunakan, termokopel ini harus dikalibrasi dengan menggunakan thermobath. Alat ini memiliki keterbatasan dalam jumlah kanal pengukurannnya yang hanya mampu mengkalibrasi 4 termokopel dalam satu kali kegiatan kalibrasi sehingga perlu dilakukan pengembangan. Pengembangan dilakukan dengan mem- perbaharui sistem instrumentasi thermobath, akuisisi data termokopel tipe K, dan sistem antar muka. Metode yang digunakan adalah mengganti sistem instrumentasi dari PLC XBM DR16S dengan modul termokopel 5 kanal XBF-TC04S menjadi NIcDAQ 9188 dengan modul termokopel 16 kanal NI 9213. Program antarmuka mengalami perubahan dari sebelumnya menggunakan CIMON SCADA menjadi menggunakan LabVIEW. Hasil pengembangan ini menunjukkan bahwa sistem instrumentasi dan program antarmuka yang baru mampu menampilkan dan menyimpan data hasil pengukuran termokopel tipe K sebanyak 15 termokopel dalam satu kali operasi. Dengan pengembangan ini thermobath mampu meningkatkan kinerjanya dari sebelumnya hanya mampu membaca 4 termokopel menjadi 15 termokopel, dan sistem antarmuka menjadi lebih mudah di operasikan.
ANALISIS LAJU ALIRAN AIR DI COOLER PADA HEAT SINK SYSTEM UNTAI UJI FASSIP
Full text linkKonsep keselamatan pasif digunakan untuk meningkatkan keamanan dan keselamatan PLTN. Sistem pasif merupakan sistem pembuang kalor dengan mengasumsikan tidak tersedianya pompa serta gagal beroperasinya generator diesel. Untuk mendalami teknologi sistem pasif telah dibuat fasilitas eksperimen baru di laboratorium Termohidrolika PTKRN BATAN, yaitu Untai uji Fasilitas Simulasi Sistem Pasif (FASSIP). Untai uji FASSIP terdiri dari untai rektangular dan Heat Sink System (HSS). Pengambilan data dilakukan dengan melakukan eksperimen sirkulasi alam menggunakan untai uji FASSIP, dimana data hasil eksperimen dibuat grafik hubungan antara waktu terhadap temperatur sehingga diperoleh data ketika temperatur mulai stabil untuk melakukan perhi- tungan perpindahan kalor. Tujuannya adalah untuk melakukan analisis laju aliran massa air di bagian cooler. Dari hasil perhitungan dan analisis, semakin tinggi nilai laju aliran massa air maka semakin tinggi nilai perpindahan kalor dan variasi daya pemanas tidak berpengaruh secara signifikan terhadap nilai perpindahan kalor.
PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA
Full text linkReaksi fisi yang terjadi dalam rektor menghasilkan sejumlah energi dalam bentuk radiasi gamma. Salah satu bentuk radiasi gamma yang penting untuk diketahui adalah gamma peluruhan (decay gamma). Decay gamma memegang peranan penting dalam perhitungan tebal perisai radiasi teras reaktor dan penentuan dosis radiasi bagi pekerja radiasi. Gamma peluruhan merupakan gamma yang berasal dari peluruhan inti dari produk fisi, produk aktivasi dan produk aktinida & anak luruhnya. Gamma peluruhan dapat ditentukan dengan code ORIGEN2.1 yang telah diverifikasi penggunaan library yang bersesuaian untuk reaktor jenis HTGR. Untuk itu perlu dilakukan penelitian untuk menentukan gamma peluruhan dalam teras HTGR dengan daya 10 MWth yang identik dengan jenis reaktor yang akan dibangun oleh BATAN yaitu Reaktor Daya Eksperimental (RDE). Parameter penting yang diperlukan dalam perhitungan antara lain variasi daya (mulai dari 1 hingga 10 MWth), siklus operasi EFPD dan komposisi massa penyusun teras. Hasil analisis menunjukkan bahwa gamma peluruhan yang dihasilkan selama reaktor beroperasi sebanding dengan daya operasi dan berbanding terbalik dengan waktu peluruhan hingga 32 tahun. Spektrum foton gamma peluruhan yang dihasilkan memiliki nilai yang tinggi pada rentang energi gamma yang rendah yaitu pada mean energy 0,01 MeV dan cenderung semakin kecil pada mean energy gamma yang tinggi. Kontribusi terbesar pada gamma peluruhan diperoleh dari gamma peluruhan hasil dari produk fisi.
PERFORMANCE OF EXPERIMENTAL POWER REACTOR COOLING SYSTEM UNDER START-UP CONDITION
Full text linkAn experimental power reactor has been designed based on high- temperature gas-cooled reactor for experiment purposes. As an experimental reactor, the reactor is able to provide thermal power for various purposes in addition for electricity generation. The reactor is designed to generate 10 MW thermal power from the core cooled by helium gas in the primary cooling system with 700 °C core outlet temperature and cooled by water in the secondary cooling system. The utilization of the thermal energy produced from the reactor is converted to an energy conversion system with a cogeneration configuration. Energy conversion system also serves as a cooling system of the experimental power reactor, which applies indirect cycle. The heat from the primary coolant system is transferred into the secondary coolant system by a heat exchanger acted as a steam generator (SG). The purpose of the paper is to study the performance of the cooling system under start-up condition. Calculation and analysis results related to the thermodynamic parameters and to the cooling system performance are obtained by using CHEMCAD computer code. The calculation shows that if the mass flow rate of the secondary coolant is kept constant at 4.4 kg/second with a constant pressure of 60 bar, the secondary coolant will be entirely in the vapor phase during start-up condition with the the reactor power of 7.5 MW.
LOW-LINEAR ENERGY TRANSFER RADIOLYSIS OF SUPERCRITICAL WATER AT 400 °C: DENSITY DEPENDENCE OF THE G(•OH)
Full text linkMonte Carlo simulations were used to predict the yield of primary specie •OH denoted as g(•OH) that is formed from the radiolysis of pure, deaerat- ed supercritical water (SCW) (H2O) at 400 °C in the range of water density between ~0.15 and 0.6 g/ cm3. It is known that •OH, is one of the oxidizing species that significantly can increase the possibil- ity of various corrosion and material degradation as well. The thorough radiolysis processes in SCW- cooled reactor is not established currently, and it is believed to be a challenge in developing chemis- try control strategies for future Supercritical Water Reactor (SCWR). Since SCWR technology is now still under the conceptual design, hence there is only limited information published on the yields of radiolysis under these conditions. In this work, g(•OH) was calculated at spur lifetime (τs/ minimum time needed before the species within spur distributed homogeneously into the bulk solu- tion), 10-7 and 10-6 sec after the ionization event at all densities. From this work, it is shown that the data measured by other researcher at lower density (0.35 g/cm3) is taken about near the spur lifetime. Finally, more experimental data are highly required in order to examine more thoroughly modeling calculation.