SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
ANALYSIS OF THE INSPECTION RESULTS ON THE PRIMARY COOLING PIPE OF RSG-GAS REACTOR
Get PDFMultipurpose reactor of G.A. Siwabessy (RSG-GAS) is a research reactor with 30 MWt operated by BATAN since 1987. This reactor has obtained the permission from the regulatory body of BAPETEN to operate with the silicide fuels up to year 2025. In 2003, an ageing management of RSG-GAS was formed to evaluate the ageing process of the structures, systems, and components of the reactor. To support the ageing management, an inspection activity has been conducted to assess to the primary coolant pipe after 29 years operation. The main objective of this inspection was to determine whether a thinning of the primary pipe has occurred. The method used was the non-destructive test method with ultrasonic device to measure the thickness of pipe installed in place. The measurement was conducted two times in one year time span from 2014 to 2015. The results of measurement at three different places of the primary pipe show that the thinning has been occurred although it is very small. There are two forms of thinning that is occuring, which are the non-axisymmetric and axisymmetric. The non-axisymmetric shape thinning tends to occur in the area of the primary pipe upward of the primary pump, while the axisymmetric shape occurs at the pipe downward of the primary pump. In order to provide certainty to the thinning process at the primary pipe of RSG-GAS, re-testing should be performed routinely every 5 years
PENGKAJIAN KONDISI TRANSFORMATOR BHT03 PADA RSG-GAS MENGGUNAKAN METODA DISSOLVED GAS ANALYSIS
Get PDFTransformator BHT03 merupakan transformator distribusi berpendingin minyak yang digunakan pada reaktor RSG-GAS sebagai bagian dari sistem distribusi listrik untuk menurunkan tegangan listrik menengah 20 kV menjadi 400 VAC. Minyak yang terdapat di dalam transformator BHT03 berfungsi sebagai media isolator dan media pendingin agar Transformator BHT03 tidak panas. Dalam kandungan minyak tersebut terdapat kandungan gas-gas yang dapat menyebabkan kegagalan transformator. Kegagalan gas tersebut dikenal sebagai fault gas yang dapat menyebabkan kegagalan termal dan kegagalan elektris. Penelitian ini akan membahas hasil uji gas terlarut (Dissolved Gas Analysis, DGA) dalam mengidentifikasi indikasi kegagalan yang mungkin terjadi pada Transformator BHT03 dengan menggunakan metode rasio Roger. Hasil pengujian menunjukkan minyak Transformator BHT03 sebagai bahan isolasi dan media pendingin masih layak digunakan. Hal ini dibuktikan dengan nilai kandungan gas pada minyak yang meliputi kandungan gas H2, C2H2, C2H4, dan CO tidak melebihi standar yang diijinkan oleh IEEE Standard C57.104-1991
ANALYSIS OF THE EFFECT OF ELEVATION DIFFERENCE BETWEEN HEATER AND COOLER POSITION IN THE FASSIP-01 TEST LOOP USING RELAP5
Get PDFTo understand the natural circulation phenomena on the passive residual heat removal system (PRHRS), development of a test section describing that phenomena in particular in the one phase condition is required. That test facility is named as FASSIP-01 in form of a vertically closed loop consisting of piping compo-nents, one cylinder tank featured with heater elements and one cooler. The heater tank will work as the heat source, and the cooler as the heat sink. This research is intended to support the experimental activity of the FASSIP-01 by conducting a simulation using the RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Beside the standard loop configuration, the simulation is also conducted by varying the elevation of heater and cooler position to evaluate the best position resulting in the most optimal natural circulation. The results will be used as the comparison with the later performed experiment. The simulation result shows that for the case where the heater position is at the same level with the cooler position, the temperature distribution of the water after the heater and after the cooler are higher than the other two position. Looking at the natural circulation, that position results in the lowest mass flow. The position with the heater below the cooler will result in the best mass flow. On that position, only an optimiza-tion in the heat transfer surface area is needed to increase the heat transfer coefficient and secondary mass flow to remove the heat are needed to obtain more optimal performance of the water circulation caused by the density difference in the FASSIP-01 test loop
EFEK VARIASI TEMPERATUR PELAT PADA CELAH SEMPIT REKTANGULAR TERHADAP BILANGAN REYNOLDS
Get PDFPenelitian terkait manajemen keselamatan reaktor khususnya saat terjadi kecelakaanreaktor nuklir, salah satunya yaitu karakteristik bilangan Reynold pada celah sempit rektangular. Celahsempit yang berbentuk rektangular diasumsikan sebagai celah pada lelehan teras reaktor saat terjadi kecelakaanpada suatu reaktor nuklir. Penelitian tersebut perlu dilakukan untuk memahami fenomena pendinginanpada saat terjadinya kecelakaan pada suatu reaktor. Pemahaman yang diperoleh dapat digunakan untuk mengetahuikondisi kecelakaan yang terjadi pada reaktor daya dan reaktor riset. Penelitian ini bertujuan untuk memperolehkarakteristik bilangan Reynold pada celah sempit terhadap efek variasi temperatur pelat. Penelitian inidilakukan dengan 3 variasi temperatur pelat 30oC, 40oC, 60oC, dengan temperatur air masukan 40oC dan debitaliran konstan 0,472 L/s pada celah 2,25 mm. Eksperimen dilakukan dengan cara mengalirkan dengan debitaliran air 0,472 L/s dengan tempertur air 40oC kedalam celah sempit rektangular setelah pelat dipanaskan terlebihdahulu. Perekaman data pada saat eksperimen berlangsung dengan menggunakan sistem akuisisi data NIcDAQdengan laju perekaman 1 data per-detik. Hasil penelitian menunjukkan bahwa untuk keadaan pelat yangdipanaskan dengan temperatur air 40oC, terlihat bahwa bilangan Reynold pada celah semakin meningkat padadebit aliran yang konstan. Bilangan Reynolds tertinggi 37553 pada temperatur pelat 60oC, temperatur air 40oCdan debit aliran air 0,472 L/s. Persentase kenaikan bilangan Reynolds pada saat eksperimen untuk temperaturpelat 30°C didapatkan 0,14%, untuk temperatur pelat 40°C didapatkan persentase 0,07%, untuk temperaturpelat 60°C didapatkan persentase 0,24% dengan debit aliran air 0,472 L/s pada temperatur air masukan 40oC.Sehingga dapat disimpulkan bahwa perubahan temperatur pelat mempengaruhi perubahan bilangan Reynoldspada celah sempit rektangular
REVIEW ON THE RCCS FUNCTION TO ANTICIPATE THE STATION BLACK-OUT ACCIDENT IN RGTT200K
Get PDFRGTT200K is a conceptual design reactor based on HTGR technology, implementing active, passive and inherent safety system. The reactor safety systems are designed in “defence in depth” philosophy. RGTT200K has a reactor cavity cooling system (RCCS) which is designed to remove the heat from the reactor vessel to the structure of the containment. The RCCS is designed to fulfill this role by preserving the reactor vessel under the maximum allowable tempera-ture during normal operation and protecting the reactor containment structure in the event of failure of all active cooling systems. The performance and reliability of the RCCS, therefore, are considered as critical factors in determining maximum design power level after heat removal. This paper dis-cusses the review of RCCS function during the station blackout (SBO) accident. During SBO, all of active cooling systems are failed to work and the heat removal is conducted by the RCCS. The SBO is an event in which there is no electricity from diesel generator to the blower. The methodology used is based on paper review concerning the RCCS function and experiences in Germany, USA, Japan, and China. RCCS in RGTT200K has two equipments, first is active mode and second is passive mode equipment. Based on that review, the RCCS is capable to maintain the RPV temperature below 65ºC at normal operation and 125ºC during the SBO. The RCCS keep the fuel of below 1600°C and maintain its integrity to avoid radioactivity release to the environment
PENGKAJIAN METODA PENGOLAHAN DATA NUKLIR UNTUK PERHITUNGAN NEUTRONIK HTGR
Get PDFKajian terhadap metoda pengolahan data nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik teras High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) perlu dilakukan karena data tampang lintang nuklir yang digunakan dalam perhitungan neutronik memegang peranan penting dalam analisis keselamatan kritikalitas. Metoda pengolahan dalam generasi tampang lintang data nuklir yang biasa digunakan selama ini adalah metode deterministik yang biasa digunakan dalam program deterministik seperti WIMS/D5B dan yang menggunakan metode probabilistik seperti pada program Monte Carlo MCNP5v1.2. Kedua metode tersebut mempunyai keunggulan dan kelemahan masing-masing. Program pengolah data nuklir NJOY, berguna dalam me-nyelesaikan persoalan pengolahan data nuklir dalam format ENDF (Evaluated Nuclear Data File) yang akan digunakan dalam perhitungan fisika neutronik teras reaktor HTGR, baik yang menggunakan tampang lintang multi-kelompok seperti pada program WIMS/D5B dengan memanfaatkan modul WIMSR maupun yang menggunakan tampang lintang energi kontinu pada program MCNP/MCNPX dengan memanfaatkan modul ACER. Data hasil kajian dengan kedua metoda dalam pengolahan dan penyiapan data tampang lintang nuklir digunakan dalam perhitungan neutronik bahan bakar pebble teras HTGR. Hasil perhitungan neutronik bahan bakar pebble HTGR dengan UO2 dengan pengkayaan 10% dan fraksi packing TRISO 10% untuk variasi tem-peratur 900K, 1200K dan 1500K dengan metode probabilistik MCNP5v1.2 menggunakan tampang lintang energi kontinu dari file ENDF/B-VII menghasilkan perbedaan nilai multiplikasi tak hingga (k¥) masing-masing 7,42%, 5,7% dan 4,36% lebih besar dibanding dengan program deterministik WIMS/D5B. Nilai perbedaan tersebut dikarenakan adanya perbedaan pendekatan geometri dan juga pendekatan energi tampang lintang data nuklir yang digunakan. Dengan demikian metode probabilistik dengan MCNP5v1.2 lebih disukai karena dinilai lebih dan teliti dalam perhitungan neutronik teras reaktor HTGR
ANALISIS UNJUK KERJA PEMANAS DAN PENDINGIN DI UNTAI FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF
Get PDFUntai FASSIP-01 adalah fasilitas simulasi sistem pasif yang digunakan untuk menginvestigasi fenomena sirkulasi alami guna penguasaan kemampuan desain reaktor dengan sistem keselamatan pasif. Untai FASSIP-01 yang terdiri dari section berupa pipa stainless steel berdiameter 1 inch yang disusun membentuk untai rektangular dengan ukuran lebar 350 cm dan tinggi 600 cm. Komponen utama yang terpasang pada untai rektangular adalah tangki heater sebagai pemanas dan tangki cooler sebagai pendingin. Dalam rangka persiapan eksperimen, perlu dilakukan analisis awal untuk mengetahui unjuk kerja pemanas dan pendingin pada untai FAS-SIP-01. Analisis dilakukan dengan perhitungan berdasarkan data pengukuran yang diperoleh melalui variasi daya pemanas untuk mengetahui waktu optimal dalam proses pemanasan dan pendinginan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada daya total 20 kW, waktu yang dibutuhkan untuk mencapai temperatur air 75 °C adalah sekitar 0,48 jam. Begitu juga dengan kinerja refrigerator dan tangki pendingin, dimana bila kalor yang diserap refrigerator selama pendinginan semakin besar maka waktu pendinginan optimal akan semakin cepat tercapai
PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR
Get PDFTelah dilakukkan analisis perubahan alat penukar kalor pada fasilitas Untai UjiBETA. Fasilitas Untai Uji BETA merupakan fasisilitas eksperimen untuk menginvestigasi fenomena thermohidrolikbaik dalam keadaan transien (kecelakaan) ataupun dalam keadaan tunak (operasi normal) sebagaisimulasi sistem pendingin. Adapun komponen dari untai uji BETA terdiri dari pre-heater, pompa primer dansekunder, alat penukar kalor, reservoir tank dan cooling tower. untuk meningkatkan performa alat penukarkalor yang terdapat di UUB adalah dengan cara mengganti alat penukar kalor tersebut. Dengan pergantian alatpenukar kalor maka perlu dilakukan karakterisasi untuk mengetahui performa alat tersebut. Eksperimen ini dilakukan dengan memvariasikan 3 macam debit aliran pada sisi primer, yaitu : 0,377 L/s, 0,472 L/s dan 0,567 L/s adapun untuk debit aliran pada sisi sekunder di beri nilai konstan, yaitu : 1,07 L/s dengan temperatur air60oC . Eksperimen karakterisasi di fokuskan untuk memperoleh hasil efektivitas temperatur pada alat penukarkalor pada kondisi untai uji tertutup. Hasil penelitian dengan kondisi untai tertutup menunjukkan bahwa padadebit aliran 0,377 L/s di dapat nilai efektifitas sebesar 0,35. Kemudian Pada debit aliran 0,472 L/s di dapat nilaiefektifitas sebesar 0,30 , dan pada debit aliran 0,567 di dapat nilai efektifitas sebesar 0,25. Dan ahasil analisapada eksperimen menunjukan bahwa debit aliran air mempengaruhi terhadap efektivitas pertukaran kalor padaalat penukar kalor dimana semakin besar debit aliran maka semakin kecil nilai efektivitasnya
STUDI KOMPARASI PERHITUNGAN LAJU DOSIS PADA KASUS SUMBER TITIK ISOTROPIK
Get PDFPerhitungan laju dosis dapat ditentukan dengan 2 jenis metode perhitungan, yaitu metode deterministik dan metode stokastik. Untuk berbagai aplikasi keperluan praktis, metode deterministik lebih baik mengingat waktu perhitungan yang jauh lebih cepat dan pemodelan yang jauh lebih seder-hana daripada metode stokastik. Metode deterministik dapat dilakukan dengan menerapkan teknik penyelesaian „point kernel‟ sebagai basis perhitungan. Salah satu program computer (code) yang mengadopsi teknik tersebut dan telah digunakan secara luas adalah QAD-CGGP-A. Selain dengan code, dewasa ini juga telah banyak dikembangkan program aplikasi sejenis yang bisa diakses dari personal komputer ataupun gadget seperti program aplikasi freeware “Rad Pro Calculator versi 3.26“ dan aplikasi android “Radiation Calculator”. Penelitian ini dilakukan dengan menggunakan code QAD-CGGP-A, program aplikasi Rad Pro Calculator dan Radiation Calculator untuk menghitung laju dosis gamma pada suatu sumber radiasi berbentuk sumber titik isotropik. Hasil perhitungan diverifikasikan dengan hasil perhitungan teoritis berdasarkan persamaan aproksimasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk menghitung penetrasi sumber gamma dalam bentuk laju dosis sumber standar Co-60 sebagai sumber titik isotropik dan juga untuk mengetahui dan memverifikasi sejauh mana komparasi hasil perhitungan berbasis program aplikasi dengan perhitungan teoritis. Secara umum, hasil perhitungan laju dosis dengan ketiga program menunjukkan hasil yang lebih kecil da-ripada hasil perhitungan teoritis berdasarkan rumus aproksimasi. Hasil perhitungan laju dosis dengan aplikasi Radiation Calculator memiliki perbedaan sekitar 11 %, sedangkan hasil perhitungan QAD-CGGP-A dan Rad. Pro Calculator memiliki perbedaan sekitar 26% dengan hasil teoritis
PENGUJIAN KEKUATAN MEKANIK DISAIN SUPPORT BALL SCREW PADA OTOMATISASI MESIN BUBUT
Get PDFPengujian kekuatan mekanik pada desain support ball screw perlu dilakukan sebelumdilakukan pabrikasi terhadap desain tersebut. Penggunanaan support ini untuk mendukung digunakannya ballscrew yang bertujuan untuk menghilangkan backlash yang lazim terjadi pada ulir trapesium. Dengan tidakadanya backlash maka kepresisian mesin akan dapat ditingkatkan. Desain support ball screw disesuaikandengan desain eretan pembawa sehingga mengakibatkan ball screw tidak terletak tepat ditengah support. Hasilpengujian secara simulasi yang telah dilakukan menggunakan software CATIA Versi 5 Release 19mendapatkan translational displacement terbesar pada support sebesar 0,0184 mm dan Tegangan mekanikterbesar pada support sebesar 9,71 x 10 6 N/m2 . Tegangan mekanik yang terjadi pada support ball screw masihlebih kecil jika dibandingkan dengan yield strength bahan Carbon Steel AISI 1040 3,53 x 108 N/m2 dan masihberada di daerah elastis material tersebut. Berdasarkan hasil pengujian yang telah didapatkan maka desainsupport ball screw dapat digunakan sebagai acuan untuk pabrikasi