Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
Not a member yet
349 research outputs found
Sort by
Sediment Thickness Estimation in Serpong Experimental Power Reactor Site Using HVSR Method
Full text linkA study about sediment thickness mapping was conducted in Serpong Experimental Power Reactor Site. This reactor is planned to be built in a high seismic activity area. Sediment thickness is one of many factors that could affect the site response. A high sediment deposit could amplify and prolong the earthquake waves. This condition could make the reactor building more vulnerable to seismic hazard. The sediment thickness was estimated using the microtremor HVSR method. The parameter used for sediment thickness calculation was obtained from the borehole and cross-hole seismic survey and was tested to ensure that the chosen parameter and the method were accurate. The deviation found in the borehole data was also calculated to determine the accuracy level of the calculation. The current planned location for the reactor is in a relatively low sediment deposit area with 8.8 m of thickness, however there is an area, west of the current location that might be a better location for the reactor based on the result of this study
Criticality Analysis of HTR-10 using an Open Source Monte Carlo code OpenMC
Full text linkAs one of advance nuclear reactor design, capability to model and analyze the pebble bed reactor is important. Availability and capability of an accurate open source and open access software for pebble bed reactor analysis is strategic. It can broaden the involvement of more student and researcher which finally may improve the research and development in this field. Current study aim to develop the pebble bed core model and perform a criticality study of HTR-10 core design. This study exploit the capability of openMC software to model a double heterogenety geometry using a TRISO Pack Model Building based on random sequential packing and closed random packing. Physical parametric surveys of the developed model show an expected results in which the model able to reflect the negative reactivity feedback of HTR-10 design. The critical height of HTR-10 model with helium from current model, VSOP, and MCNP are 125.881 cm, 125.804 cm, 126.116 cm, respectively. A code-to-code criticality analysis comparison of current model with VSOP and MCNP code reported by INET shows a good comparison and suggest that current method can be used for further pebble bed analysis
Identifikasi Perubahan Tataguna Lahan di Sekitar Calon Tapak PLTN Kabupaten Bengkayang, Kalimantan Barat
Full text linkRencana pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah dipertimbangkan oleh pemerintah daerah di kabupaten Bengkayang, Kalimantan Barat, sebagai salah satu opsi untuk menambah pasokan energi listrik di wilayah tersebut. Evaluasi data penggunaan lahan yang ada di Kabupaten Bengkayang sebelum program PLTN dibangun sebagai data base, merupakan salah satu persyaratan yang perlu dipertimbangkan. Pembangunan PLTN akan merubah tataguna lahan dan tata ruang di Kabupaten Bengkayang, Kalimantan Barat. Penggunaan lahan untuk PLTN harus memenuhi persyaratan agar menjamin keselamatan penduduk dan lingkungan sekitar. Metode yang digunakan dalam kajian ini berbasis studi literatur dengan mengumpulkan data dan peraturan terkait, dan interpretasi citra Landsat tahun 2015 dan 2019. Tujuan studi adalah mengetahui database penggunaan lahan dan perubahan tata guna lahan di Kabupaten Bengkayang, Kalimantan Barat. Sinergi pengumpulan data penggunaan lahan antara interpretasi data penggunaan lahan dari data citra satelit dan data statistik akan memperkuat dalam pelaksanaan analisis dampak perkembangan terjadinya perubahan penggunaan lahan. Hasil kajian diperoleh bahwa penggunaan lahan di sekitar tapak pada radius 1 km adalah untuk pemukiman penduduk 53.176 m2, lahan terbuka 175.021 m2, perkebunan 2.001.696 m2, perairan darat 56.718 m2 dan laut 953.389 m2. Dengan kehadiran PLTN, tutupan lahan dominan berupa perkebunan secara peruntukan akan beralih ke industri. Konversi pemanfaatan lahan akan menyebabkan tumbuh dan berkembang sarana dan prasarana untuk perkantoran, perumahan, pendidikan, kesehatan, peribadatan, pemukiman, keamanan dan sarana pendukung lainnya. Interpretasi citra Landsat, menunjukkan perubahan lahan antara tahun 2015 sampai tahun 2019 tidak terlihat adanya perubahan penggunaan lahan yang signifikan
Persepsi Masyarakat dan Potensi Public Acceptance Terkait Wacana Pembangunan PLTN di Kabupaten Bengkayang
Full text linkPembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan salah satu jenis pembangkit yang memiliki kelebihan dalam menghasilkan kapasitas listrik yang besar, stabil dan murah. Kelebihan tersebut menjadikan PLTN sebagai salah satu pilihan untuk memenuhi tuntutan ketersediaan listrik yang besar agar dapat menunjang perekonomian berbasis industri di Indonesia. Kabupaten Bengkayang merupakan salah satu daerah yang memiliki potensi untuk dijadikan lokasi tapak PLTN di Kalimantan Barat. Berkaitan dengan pemikiran tersebut, maka perlu dilakukan kajian untuk mengetahui bagaimana persepsi masyarakat serta potensi ‘’public acceptance’’ sehubungan dengan adanya wacana untuk membangun PLTN di Kalimantan Barat. Tujuan penelitian ini adalah pemaparan kualitatif mengenai persepsi masyarakat di Kabupaten Bengkayang. Metode pengumpulan data dilakukan melalui teknik observasi, wawancara mendalam serta studi literatur. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengetahuan masyarakat Bengkayang tentang nuklir dan PLTN masih sangat terbatas. Hal ini ditunjukkan oleh minimnya wawasan dan pemahaman masyarakat tentang nuklir hampir di semua lapisan. Persepsi masyarakat tentang nuklir pun keliru dengan mengidentikkan nuklir dengan bom dan selalu mengkaitkan PLTN dengan bahaya radiasi dan kecelakaan nuklir. Selain itu, ada kecenderungan masyarakat untuk setuju dan menerima rencana pemerintah untuk membangun PLTN dengan catatan pemerintah dapat menjamin keamanan dan masyarakat mendapat keuntungan dan mafaat yang jelas sebagai dampak kehadiran PLTN di wilayahnya. Kesimpulan dari penelitian ini adalah sikap penerimaan masyarakat tidak sepenuhnya dibangun dari aspek pemahaman publik, namun lebih ditentukan faktor kepentingan dan harapan masyarakat untuk memperbaiki kesejahteraanny
Individual Effective Dose and Nuclear Emergency Planning for Muntok NPP Area using TMI-2 Source Term
Full text linkProbabilistic dose analysis from a postulated nuclear accident is performed for the Muntok area in the western Bangka region. Three-Mile Island unit 2PWR-type Nuclear Power Plant (TMI-2) source-term is compiled and used as accident data. The accident is also known as the Small-break Loss of Coolant Accident (SB-LOCA) accident. The isotopes used in the simulation are Kr-88, I-131, Xe-133, and Cs-137. The release point is a 50 m stack. Lagrangian particle dispersion method (LPDM) is used along with a 3-dimensional mass-consistent wind-field. Surface-level time-integrated air concentration and spatial distribution of ground-level total dose were obtained for dry conditions. Meteorological data is taken from hourly records obtained from an on-site meteorological tower in Muntok area for the 2014-2015 period. Effluent is released at a uniform rate during a 6-hour period and the dose is integrated for 12 hours from the beginning of the release until most of the plume left the model boundaries. The regulatory limit for the general public of 1 mSv was detected in an area located 2.5 km from the release point. Radioactive plume is spread from the postulated plant location to uninhabited areas consisted of bushes and farming areas in the SE-SSE direction and to W-NW direction to the Bangka Sea
Analisis Sistem Pengendalian Temperatur WHT dalam Operasi Tunak Untai FASSIP-02
Full text linkPengembangan teknologi pendingin pasif dilakukan secara intensif melalui kegiatan penelitian menggunakan Untai Uji Fasilitas Simulasi Sistem Passif (FASSIP-02). Salah satu komponen Untai Uji FASSIP-02 adalah Water Heating Tank (WHT) yang menyimulasikan bejana penghasil kalor dan memiliki empat pemanas elektrik dengan dua yang dikendalikan secara otomatis. Pengendalian temperatur WHT berdasarkan pembacaan tiga termokopel tipe-K yang dipasang gradual secara vertikal. Pengendalian temperatur WHT dalam kondisi tunak dilakukan untuk menyimulasikan keadaan nominal operasi reaktor. Tujuan penelitian ini yaitu untuk mendapatkan visualisasi dinamika fluida WHT terhadap pengendalian pemanas pada kondisi tunak. Metode penelitian dilakukan dengan melakukan eksperimen kondisi tunak yang kemudian dilanjutkan dengan pembuatan model WHT dan simulasi dinamika fluidanya menggunakan Computational Fluid Dynamics (CFD). Hasil analisis menunjukkan adanya karakteristik fluida yang berbentuk lapisan thermal pada awal pemanasan sebagai tatanan konveksi alam. Hal ini memunculkan perbedaan pembacaan temperatur aktual terhadap target. Amplitudo riak pembacaan tertinggi terdapat pada temperatur target 60°C sebesar 1,12°C. Oleh karena itu, profil dinamika fluida yang diamati dari dapat menjadi referensi dalam pengaturan kompensasi temperatur pengendalian pemanas
Kajian Implementasi Field Programmable Gate Array untuk Rencana Modernisasi Sistem Proteksi Reaktor
Full text linkPenggunaan Field Programmable Gate Array (FPGA) pada reaktor nuklir sudah dilakukan sejak 2016, terutama diaplikasikan pada perangkat Sistem Instrumentasi dan Kendali (SIK). FPGA sebelumnya sudah diujikan pada rancangan Sistem Proteksi Reaktor (SPR) dan Engineered Safety Feature – Component Control System (ESF-CCS) reaktor daya tipe APR1400. Dengan adanya rencana peremajaan SIK reaktor serbaguna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) pada bagian SPR, diharapkan sistem berbasis FPGA juga dapat diimplementasikan pada reaktor riset. Dengan pertimbangan nilai ekonomi, keamanan dan juga keandalannya, FPGA yang berbasis perangkat keras dinilai akan lebih aman dari serangan jaringan, lebih murah dari Programmable Logic Controller (PLC) yang berbasis perangkat lunak dan proses verifikasi dan validasinya yang lebih sederhana. Untuk menjamin berlangsungnya performa SPR RSG-GAS, proses digitalisasi perangkat kendali tidak dapat dihindari dan sebaiknya dilakukan. Penelitian ini membahas siklus perancangan berbasis FPGA yang diawali dengan mengkaji dokumen panduan terkait sistem yang penting untuk keselamatan terutama yang berbasis FPGA agar dapat mengacu kepada persyaratan, baik untuk perancangan perangkat keras maupun perangkat lunak, proses reverse engineering hingga proses validasi. Hasil dari penelitian ini bertujuan agar pada proses desain dalam upaya peremajaan SPR RSG-GAS dapat mengikuti metode yang telah disyaratkan terkait perancangan SIK berbasis FPGA untuk reaktor riset, sehingga dapat mempermudah proses perolehan ijin dari badan pengawas tenaga nuklir untuk dapat dilakukan penggantian desain SPR berbasis FPGA
Kajian Penerapan Rekayasa Sosial Dengan Pendekatan Berbasis Masyarakat Terhadap Rencana Pembangunan RDNK
Full text linkReaktor Daya Non Komersial (RDNK) yang direncanakan dibangun di Kawasan Puspiptek Serpong, akan berdampak bagi masyarakat sekitar kawasan. Untuk meminimalkan masalah sosial perlu dilakukan penerapan rekayasa sosial dengan pendekatan berbasis masyarakat. Rekayasa sosial dilakukan dengan pemberian informasi dan peningkatan pemahaman teknologi nuklir, rencana pembangunan RDNK serta pemanfaatannya kepada masyarakat. Tujuan kajian ini adalah membentuk kelompok masyarakat melalui pendekatan yang sesuai untuk meningkatkan penerimaan masyarakat dengan pelibatan aktif dalam kegiatan diseminasi. Metodologi yang digunakan adalah melalui tinjauan pustaka, pelibatan aktif dari masyarakat melalui wawancara dan diskusi kelompok stakeholder di beberapa kelurahan sekitar Kawasan Puspiptek Serpong, selanjutnya dilakukan analisis. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pendekatan komunikasi interpersonal akan meningkatkan kesadaran masyarakat terhadap pentingnya pemanfaatan iptek nuklir. Terdapat perubahan positif dari masyarakat terhadap pemahaman iptek nuklir sebelum dan sesudah edukasi. Pemahaman ini dimengerti oleh masyarakat dengan usia bervariasi yaitu 30-70 tahun, sebagian besar berpendidikan SLTA ke atas dan memiliki pekerjaan di luar pemerintah. Dalam penelitian ini juga diperoleh kelompok masyarakat yang bersedia terlibat dalam kegiatan diseminasi yang tersebar di 8 kelurahan yaitu Setu, Muncul, Kademangan, Keranggan, Cibogo, Bakti Jaya, Pengasinan, dan Pabuaran
Buckling Analysis of Circular Shells for RDE Reactor Pressure Vessel by Finite Element Study and Analytical Model
Full text linkOne of the basic design considerations for circular shells of Reactor Pressure Vessel (RPV) components of Reaktor Daya Eksperimental (RDE) is buckling mode shape of geometric structure imperfections. Geometric structure is prone to a large number of imperfections due to the manufacturing difficulties. Moreover, determination of critical loads of circular shell structure can be properly approximated only through randomness in the geometry. As at the basic design phase this is possible and expensive to measure the geometric structure imperfections in situ or in laboratory, a simulation of computer code should be provided. In this paper, a contribution is made to numerical simulation by finite element study and analytical model by Monte Carlo technique approach of such circular shells for RPV components. For this reason, computer code SolidWorks is used in the implementation finite element analysis and Fortran code is developed for analytical model analysis. The main objective of this investigation is to provide a comprehensive analysis of unstable structure due to the buckled geometric imperfection in the design calculations involved. A method of solution attempts to use the linearized equilibrium equations to interpret geometric imperfections as structure of circular shells associated with the RPV components of RDE. A number of calculation results carried out on a computer code are presented to illustrate the design of RPV components that are safe from the buckled shape failure. It is found that both of the computer code results are very similar with greatest difference value of vibrational amplitude of 0.00699 % and smallest value for buckling load factor of 12.51 on upper circular shell under 750 C conditions