SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
Get PDFKeselamatan operasi PLTN tidak terlepas dari jaminan mutu saat pabrikasi atau konstruksi struktur, sistem dan komponen (SSK) PLTN. Pabrikasi atau konstruksi SSK PLTN harus mengacu pada standar atau code tertentu dan dilakukan dengan ketat, artinya semua ketentuan atau persyaratannya harus dipatuhi. Oleh karena itu setelah proses pabrikasi atau konstruksi, harus dil- akukan pemeriksaan atau inspeksi yang disebut dengan pre-service inspection (PSI). PSI dilakukan dengan tujuan untuk mengkonfirmasi bahwa semua SSK telah dipabrikasi atau dikonstruksi dengan benar dan aman. Makalah ini membahas peran PSI pada bejana tekan PLTN dengan tujuan untuk mengetahui jenis metode yang digunakan dalam melakukan PSI dan pentingnya melakukan PSI pada bejana tekan PLTN. Metode pembahasan adalah dengan mengidentifikasi bagian bejana tekan yang rentan mengalami kegagalan serta metoda inspeksinya. Bagian bejana tekan yang rentan mengalami kegagalan adalah bagian-bagian yang dilas circumferential, longitudinal dan meridional pada bagian badan (shell), kepala (head), katup dan nosel, serta daerah beltline. Metode inspeksinya adalah meto- de permukaan yang terdiri dari visual, penggunaan cairan penetran dan partikel magnetik, serta meto- de volumetrik seperti radiografi dan ultrasonik. Dengan metode-metode tersebut semua jenis cacat yang ada pada bejana tekan PLTN setelah proses pabrikasi atau konstruksi dapat terdeteksi. Hal ini penting untuk dipahami khususnya bagi BATAN yang akan membangun reaktor daya eksperimental (RDE), karena PSI mutlak dilakukan
STUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLUTONIUM OKSIDA
Get PDFSTUDI PERFORMA TERAS INISIAL HTR PEBBLE BED DENGAN BAHAN BAKAR PLU-TONIUM OKSIDA. Konsep desain reaktor nuklir Generasi IV yang paling menjanjikan adalah reaktor temperatur tinggi (high temperature reactor, HTR) jenis pebble bed karena karakteristik keselamatan melekat dan temperatur pendinginnya yang tinggi. Desain reaktor pebble bed memiliki puluhan bahkan ratusan ribu bahan bakar pebble dengan moderator grafit dan pendingin helium. Dalam studi ini, teras reaktor memiliki volume 8⅓-33⅓ m3 dan densitas daya 3 MW/m3 yang menghasilkan daya termal 25-100 MW. Beberapa tahap yang dikerjakan dimulai dari pemodelan bahan bakar dan teras reaktor, optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi rasio tinggi per diameter (H/D) hingga optimasi teras inisial HTR pebble bed sebagai fungsi pemuatan logam berat (heavy metal). Seluruh perhitungan dikerjakan dengan memanfaatkan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII. Hasil analisis menyimpulkan bahwa, rasio H/D yang rendah dan massa Pu/pebble yang tinggi merupakan opsi yang paling ideal dalam teras HTR pebble bed dari sudut pandang ekonomi neutron.Kata kunci: TRISO, kernel, plutonium oksida, teras inisial, HTR pebble be
ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR
Get PDFANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga integritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 oC dan 250 oC diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material.Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PW
PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN FLUKS DAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILI- TAS SISTIM RABBIT REAKTOR RSG-GAS
Get PDFSpektrum neutron pada suatu reaktor nuklir merupakan salah satu parameter penting dan menjadi karaketristik dari reaktor tersebut. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan spektrum neutron di posisi fasilitas iradiasi RS-1, RS-2, RS-4 dan RSPN teras reaktor RSG-GAS menggunakan paket program MCNP sebagai salah satu paket pro- gram yang handal dan sangat luas dipergunakan berbasis teori Monte Carlo. Analisis spektrum neu- tron tersebut dilakukan sebanyak 50 kelompok energi dengan menerapkan opsi tally fluks mode F5. Karena hasil keluaran dari MCNP masih berupa nilai fluks ternormalisasi, maka digunakan fluks neutron rerata teras sebesar 1,05x1014 n/cm2/detik hasil keluaran program ORIGEN2.1 sebagai faktor konversi untuk mendapatkan nilai fluks neutron absolut. Hasil perhitungan spektrum neutron di fasil- itas iradiasi sistem rabbit tersebut terlihat terjadi peningkatan fluks neutron secara gradual mulai dari posisi RS-1 hingga RS-4 dan sedikit penurunan di RSPN terutama pada daerah energi yang lebih tinggi. Hasil intergral fluks neutron termal dan epitermal rerata di RS-1 hingga RSPN adalah 1,2x1013 dan 2,7x1012 n/cm2/detik. Nilai fluks neutron termal di posisi sistem rabbit tersebut cukup tinggi dan mengambil bagian sebanyak 82% dari fluks total.
ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS
Get PDFReaktor riset RSG-GAS merupakan reactor jenis MTR dengan bahan bakar plat U3Si2-Al dan beroperasi dengan daya nomi- nal 30 MWt. Berbagai aktifitas dilakukan di reaktor antara lain penelitian bahan, penelitian reaktor serta produksi radioisotop. Isotop Mo-99 merupakan salah satu isotop yang diproduksi di reaktor RSG-GAS dan merupakan isotope yang dibutuhkan dalam bidang kesehatan dalam jumlah besar. Produksi isotop Mo-99 dicapai dengan cara melakukan iradiasi pada LEU (Low Enriched Uranium) berbentuk plat di teras reaktor. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisis aktivitas isotop Mo-99 sebesar 300 Ci hasil dari iradisai target plat LEU yang diiradiasi di teras reaktor RSG-GAS dengan program ORIGEN2. Sebagai masukan untuk program tersebut adalah fluks neutron di posisi LEU yang diiradiasi, lama iradiasi serta massa U-235 dan U-238 yang diiradiasi. Selain itu analisis dilakukan berdasarkan hasil pengolahan beberapa target LEU yang telah diiradiasi sebelumnya. Hasil analisis menunjukkan bahwa untuk memproduksi Mo-99 sebesar 300 Ci diperlukan 4 target LEU seberat 11,609 gram atau 10,488 gram yang diiradiasi selama 5 hari dengan waktu peluruhan 1 hari.
WATER CHEMISTRY ANALYSIS IN RSG-GAS SECONDARY COOLING SYSTEM
Get PDFThe G.A Siwabessy reactor (RSG-GAS) located in the Puspiptek area uses water as a coolant. The water as a coolant will contact directly with the component or structure of the reactor, that a chemical reac- tion between water and those components might cause the possibility of corrosion process. Therefore, cooling water quality will determine the integrity of reactor components or structures. The research described in this paper was conducted in order to monitor the quality of secondary cooling water, so that the water quality specifications is maintained and the reactor can be safely operated. One way to monitor the cooling water quality is by performing analysis into the secondary cooling water and raw water on June 6, 2016. The methodology used was by analysing the pH value using a pH-meter, conductivity value using Conductivity-meter, water hardness analysis, and analysis for some chemical elements such as Cl-, SO42-, Fe, P using calibrated Spectrophotometer DR / 2400. Corrosion rate of the carbon-steel as the piping material of secondary cooling system under environmental corrosion condition was also analyzed using the Potentiostat. From those performed analysis, the overall measured values are still below the standard values as required in the RSG-GAS safety analysis report document, meaning that the water quality management of the secondary coo- ling system has been well performed so far.
CALCULATION OF RADIONUCLIDE CONTENT OF NUCLEAR MATERIALS USING ORIGEN2.1 COMPUTER CODE
Get PDFNuclear materials contain a number of radionuclides produced from radioactive decay process. The composition of these radionuclides which are accumulated in-side the nuclear materials changes over the time. The calculation of radionuclide composition inside nuclear materials is very important especially in the aspect of nuclear reactor safety evaluation, nu-clear fuel behavior evaluation, and radioactive waste management. One method to calculate radionu-clide content of nuclear materials is by using ORIGEN2.1 computer code. Beside radionuclide com-position, this code can also calculate some characteristics related to decay process such as total radio-activity, decay heat, and neutron flux. This paper is a literature study about ORIGEN2.1 computer code. A brief description of ORIGEN2.1 and its use for calculating radionuclide content of nuclear materials are presented. Radionuclide content produced from californium-252 decay was chosen as a simple case solved by ORIGEN2.1. Californium-252 was simulated to undergo decay for 10 years. The variables which are calculated by ORIGEN2.1 in this case are radionuclide composition, total radioactivity, total alpha radioactivity, and neutron flux. From the results of this simulation, it is shown that small amount of californium-252 produces high neutron intensity so that it can be used as a reliable neutron source for many applications
PENGUJIAN KEBOCORAN SISTEM PENDINGIN GENSET BRV20 RSG-GAS DENGAN MENGGUNAKAN PRESSURE TEST PUMP
Get PDFGenset BRV20 RSG-GAS merupakan salah satu fasilitas sistem penyedia daya listrik darurat RSG-GAS yang dimiliki oleh Pusat Reaktor Serba Guna BATAN. Genset BRV20 RSG-GAS akan beroperasi apabila suplai listrik PLN mengalami gangguan. Dari hasil pemeriksaan awal terhadap kondisi oli mesin dengan menggunakan tongkat ukur mesin terdapat indikasi air telah bercampur dengan oli, hal ini dibuktikan dengan adanya kandungan air dan perubahan warna oli mesin di dalam bak penampungan oli mesin. Tujuan penelitian ini adalah melakukan pengujian kebocoran pada cylinder head guna mengetahui jalur masuknya air ke dalam bak penampungan oli mesin sehingga dapat diketahui secara pasti bagian-bagian mana yang telah mengalami kerusakan dan perlu dilakukan penggantian dari komponen tersebut. Hasil pengujian dengan menggunakan alat pressure test pump tipe T-508 menunjukkan adanya kebocoran pada cylin-der head no. 1 bagian kiri dan cylinder head no. 3 bagian kanan serta campuran air dan oli di dalam bak penampungan oli mesin. Untuk menjaga kehandalan dan kesiapan operasi dari Genset BRV20 RSG-GAS, upaya yang perlu dilakukan segera adalah melakukan penggantian pada beberapa kompo-nen yang sudah rusak dan melakukan perawatan yang bersifat semi overhoul
PERFORMANCE ANALYSIS OF RECUPERATOR OF RGTT200K CONCEPTUAL DESIGN USING CHEMCAD
Get PDFRGTT200K is a high temperature gas cooled reactor with 200 MW thermal powers, designed with cogeneration concept to produce hydrogen, electricity generation and potable water by desalination process. RGTT200K uses helium gas as a coolant with core inlet tem-perature of 615 °C and outlet temperature about 950 °C. The coolant is circulated at 120 kg/sec mass flow rate at initial pressure of 5 MPa. To keep material integrity of RGTT200K structure, the recu-perator performance of RGTT200K must be maintained due to its double function. Those main func-tions are to reduce the output temperature coolant from the turbine and transfer it back to the main primary circuit using a compressor and to increase the coolant gas from the compressor before ente-ring the core again. This paper describes an analysis to evaluate the recuperator performance by mo-delling using ChemCAD computer code. The calculation results showed that to obtain the core inlet temperature of 615 °C with the recuperator effectiveness of 0.95, the value of the logarithmic mean temperature difference (LMTD) should be 2.51, and the recuperator heat load (BPR) of 264.7 and the heat exchanger coefficient and heat exchange (UA) of 10.546 are needed. Based on those values, the difference between the inlet and outlet temperature of reactor core is not so big and still in stable con-dition to maintain the material structure integrity of the core