Sri Kuntjoro
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN

Published : 12 Documents
Articles

Found 12 Documents
Search

ANALISIS PENGARUH IRADIASI FLUENS NEUTRON CEPAT TERHADAP BERILIUM REFLEKTOR REAKTOR RSG-GAS Kuntjoro, Sri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (286.489 KB)

Abstract

Telah dilakukan analisis iradiasi fluens neutron cepat terhadap berilium reflektor reaktor RSG-GAS. Analisis dilakukan dengan cara melakukan pengukuran fluks neutron di posisi berilium elemen dan berilium blok yang berfungsi sebagai reflector. Selanjutnya dilakukan perhitungan untuk menentukan apakah ada pengaruh fluens neutron selama berilium berada di teras reaktor. Selain cara tersebut dilakukan pula visualisasi untuk memastikan ada tidaknya deformasi pada berilium akibat iradiasi. Hasil pengukuran fluks dan fluens neutron cepat maksimal pada daya 200 kW untuk berilium elemen posisi E-2 sebesar 2,30E+07 n/cm2s dan 4,19E+17 n/cm2, J-8 sebesar 3,70E+07 n/cm2s dan 6,74E+17 n/cm2. Hasil pengukutan pada posisi B-3 sebesar 2,19E+12 n/cm2s dan 3,99E+22 n/cm2, G-10 sebesar 2,12E+12 n/cm2s dan 3,86E+22 n/cm2, serta berilium blok posisi (5-6) sebesar 5,02E+07 n/cm2s dan 9,15E+17 n/cm2, (C-D) sebesar 2,32E+07 n/cm2s dan 4,23E+17 n/cm2. Deformasi yang diperoleh untuk berilium elemen (∆L/L) posisi E-2 sebesar 1,12E-08, J-8 sebesar 1,84E-08, B-3 sebesar 1,60E-03, posisi G-10 sebesar 1,55E-03, sedangkan pada berilium blok di posisi 5-6 sebesar 2,52E-08 dan C-D sebesar 1,13E-08. Dari hasil ini disimpulkan tidak terjadi deformasi pada berilium elemen dan berilium blok. Hasil ini dibuktikan pula dari pengamatan visual, dimana tidak terlihat adanya deformasi pada berilium tersebut.Kata kunci : fluks, fluens, berilium elemen, berilium blok   Analysis of influence fast neutron fluence irradiated to the RSG-GAS beryllium reflector have been done. Methods of analysis was carried out by measuring fluxs neutron in beryllium element and block positio that function as reflector. The calculation done for determination it is there any influence of neutron as long as beryllium in the core. Bisede that, visualization done to make sure it there is any deformation at beryllium as efect of irradiation. Fluxs and fluences of beryllium element measurement result in 200 kW reactor power are 2.30E+07 n/cm2.sec and 4.19E+17 n/cm2 in position E-2, 3.70E+07 n/cm2s and 6.74E+17 n/cm2 in position J-8, 2.19E+12 n/cm2s and 3.99E+22 n/cm2 in position B-3. Measurement results in the position G-10 are 2.12E+12 n/cm2s and 3.86E+22 n/cm2. Other result are fluxs and fluence in beryllium block, those are 5,02E+07 n/cm2s and 9,15E+17 n/cm2 in position (5-6), and 2,32E+07 n/cm2s and 4,23E+17 n/cm2 in position (C-D). Deformation (∆L/L) results for beryllium element are 1,12E-08 in position E-2, 1,84E-08 in position J-8, 1,60E-03 in position B-3, and 1,55E-03 in position G-10. In beryllium block deformation results are 2,52E-08 in position (5-6) and 1,13E-08 in position (C-D). Those results are shown unseen deformation in beryllium element and beryllium block and demonstrably by visual observation in reactor hot cell. Keywords : flux, fluence, beryllium element, beryllium block
PSA LEVEL 3 DAN IMPLEMENTASINYA PADA KAJIAN KESELAMATAN PWR Udiyani, Pande Made; Kuntjoro, Sri; Sony Tjahyani, D.T.
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (350.207 KB)

Abstract

Kajian keselamatan PLTN menggunakan metodologi kajian probabilistik sangat penting selain kajian deterministik. Metodologi kajian menggunakan Probabilistic Safety Assessment (PSA) Level 3 diperlukan terutama untuk estimasi kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Metode ini banyak dilakukan setelah kejadian kecelakaan Fukushima. Dalam penelitian ini dilakukan implementasi PSA Level 3 pada kajian keselamatan PWR, postulasi kecelakan luar dasar desain PWR AP-1000 dan disimulasikan di contoh tapak Bangka Barat. Rangkaian perhitungan yang dilakukan adalah: menghitung suku sumber dari kegagalan teras yang terjadi, pemodelan kondisi meteorologi tapak dan lingkungan, pemodelan jalur paparan, analisis dispersi radionuklida dan transportasi fenomena di lingkungan, analisis deposisi radionuklida, analisis dosis radiasi, analisis perlindungan & mitigasi, dan analisis risiko. Kajian menggunakan rangkaian subsistem pada perangkat lunak PC Cosyma. Hasil penelitian membuktikan bahwa implementasi metode kajian keselamatan PSA Level 3 sangat efektif dan komprehensif terhadap estimasi dampak, konsekuensi, risiko, kesiapsiagaan kedaruratan nuklir (nuclear emergency preparedness), dan manajemen kecelakaan reaktor terutama untuk kecelakaan parah atau kecelakaan luar dasar desain PLTN. Hasil kajian dapat digunakan sebagai umpan balik untuk kajian keselamatan PSA Level 1 dan PSA Level 2.Kata kunci: PSA level 3, kecelakaan, PWR Reactor safety assessment of nuclear power plants using probabilistic assessment methodology is most important in addition to the deterministic assessment. The methodology of Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is especially required to estimate severe accident or beyond design basis accidents of nuclear power plants. This method is carried out after the Fukushima accident. In this research, the postulations beyond design basis accidentsof PWR AP - 1000 would be taken, and simulated at West Bangka sample site. The series of calculations performed are: calculate the source terms of the core damaged, modeling of meteorological conditions and environmental site, exposure pathway modeling, analysis of radionuclide dispersion and transport phenomena in the environment, radionuclide deposition analysis, analysis of radiation dose, protection & mitigation analysis, and risk analysis. The assessment uses a series of subsystems on PC Cosyma software. The results prove that the safety assessment using Level 3 PSA methodology is very effective and comprehensive estimate the impact, consenquences, risks, nuclear emergency preparedness, and the reactor accident management especially for severe accidents or beyond design basis accidents of nuclear power plants. The results of the assessment can be used as a feedback to safety assessment of Level 1 PSA and Level 2 PSA. Keywords: Level 3 PSA, accident, PWR
PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe Udiyani, Pande Made; Kuntjoro, Sri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (423.859 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2015.17.3.2326

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI KECELAKAAN PWR 1000-MWe.  Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan, dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor.  Tujuan penelitian adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang. Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif  untuk model input yang sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan  akan meningkatkan  ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan. Kata kunci: dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe,  probabilistik,  atmosferik, PC-Cosyma   ABSTRACT THE INFLUENCE OF ATMOSPHERIC CONDITIONS TO PROBABILISTIC CALCULATION OF IMPACT OF RADIOLOGY ACCIDENT ON PWR-1000MWe. The calculation of the radiological impact of the fission products releases due to potential accidents that may occur in the PWR (Pressurized Water Reactor) is required in a  probabilistic. The atmospheric conditions greatly contribute to the dispersion of radionuclides in the environment, so that in this study will be analyzed the influence of atmospheric conditions on probabilistic calculation of the reactor accidents consequences. The objective of this study is to conduct an analysis of the influence of atmospheric conditions based on meteorological input data models on the radiological consequences of PWR-1000MWe accidents. Simulations using PC-Cosyma code with probabilistic calculations mode, the meteorological data input executed cyclic and stratified, the meteorological input data are executed in the cyclic and stratified, and simulated in Muria Peninsula and Serang Coastal. Meteorological data were taken every hour for the duration of the year. The result showed that the cumulative frequency for the same input models for Serang coastal is higher than the Muria Peninsula. For the same site, cumulative frequency on cyclic input models is higher than stratified models. The cyclic models provide flexibility in determining the level of accuracy of calculations and do not require reference data compared to stratified models. The use of cyclic and stratified models involving large amounts of data and calculation repetition will improve the accuracy of statistical calculation values. Keywords: accident impact, PWR 1000 MWe, probabilistic, atmospheric, PC-Cosyma
Disain Sistem Pemantauan Lingkungan Untuk Evaluasi Lepasan Radionuklida dari Subsistem pada Kecelakaan Reaktor Daya PWR Kuntjoro, Sri; Sugiyanto, Sugiyanto; Made Udiyani, Pande; Sitorus Pane, Jupiter
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (616.213 KB)

Abstract

PLTN. (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) sebagai sumber energi baru dipilih sebagai alternatif, karena memiliki berbagai kelebihan yaitu ramah lingkungan, pasokan bahan bakar yang tidak bergantung musim, serta harganya yang dapat bersaing dengan pembangkit listrik yang lain. Namun demikian, adanya keraguan sebagian masyarakat tentang keselamatan radiasi PLTN, maka pemerintah harus bisa meyakinkan tentang operasi PLTN yang aman dan selamat. Penelitian tentang disain sistem pemantauan lingkungan untuk evaluasi lepasan radionuklida dari subsistem reaktor dan lingkungan akibat terjadinya kecelakaan pada reaktor daya telah dilakukan. Penelitian dilakukan dengan melakukan perhitungan sebaran radionuklida ke subsistem dan lingkungan serta membuat sistim monitoring radiasi di lingkungan. Sistem monitoring lingkungan terdiri dari system pencacah radiasi, sistem peringatan dini, sistem pengukuran meteorologi, sistem GPS dan system GIS. Sistem pencacah radiasi digunakan untuk mencatat data radiasi, sistem pengukuran meteorologi digunakan untuk mencatat data arah dan kecepatan angin, sedangkan sistem GPS digunakan untuk menentukan data posisi pengukuran. Data tersebut kemudian dikirimkan ke system akuisisi data untuk ditransmisikan ke pusat kendali. Pengumpulan dan pengiriman data dilakukan melalui SMS menggunakan perangkat modem yang ditempatkan di ruang kendali. Ruang kendali menerima data dari berbagai tempat pengukuran. Dalam hal ini ruang kendali memiliki fungsi sebagai SMS gateway. Sistem ini dapat memvisualisasi untuk lokasi pengukuran yang berbeda. Selanjutnya, data posisi dan data radiasi diintegrasikan dengan peta digital. Integrasi sistem tersebut kemudian divisualisasikan dalam personal komputer. Untuk posisi pengukuran terlihat langsung di peta dan untuk data radiasi ditampilkan di monitor dengan tanda lingkaran merah atau hijau yang digunakan sebagai pemonitor batas aman radiasi. Bila tanda lingkaran berwarna merah maka akan menyalakan alarm di ruang kendali, selanjutnya dapat dilakukan tindakan sesuai dengan prosedur kedaruratan nuklir yang ada di PSAR.
AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI DISPERSI RADIOAKTIF UNTUK DAERAH KOTA DAN PEDESAAN Udiyani, Pande Made; Kuntjoro, Sri; Pane, Jupiter Sitorus
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 17, No 2 (2015): Desember 2015
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (252.457 KB) | DOI: 10.17146/jpen.2015.17.2.2603

Abstract

ABSTRAKAKTIVITAS DAN KONSEKUENSI DISPERSI RADIOAKTIF UNTUK DAERAH KOTA DAN PEDESAAN. Konsekuensi karena lepasan kontaminan radioaktif oleh manusia dipengaruhi oleh banyak faktor seperti besarnya aktivitas kontaminan yang tersebar dan kondisi lingkungan. Kondisi lingkungan meliputi kondisi meteorologi, kontur tapak, dan pathway kontaminan ke manusia. Tujuan penelitian ini adalah analisis aktivitas dan konsekuensi radionuklida waktu paruh panjang akibat kecelakaan di daerah perkotaan dan pedesaan. Tujuan khusus adalah menghitung aktivitas dispersi udara dan deposisi permukaan, prediksi laju dosis dan risiko yang ditimbulkan untuk daerah perkotaan dan pedesaan sebagai fungsi lokasi. Metode yang digunakan adalah simulasi estimasi konsekuensi dari dispersi produk fisi di atmosfer akibat kecelakaan terpostulasi Beyond Design Basis Accident, BDBA. Perhitungan dilakukan untuk lepasan radioaktif akibat kecelakaan PWR 1000 MWe yang disimulasikan untuk area pedesaan dan perkotaan Tapak Bojanegara-Serang. Hasil analisis aktivitas dispersi udara dan deposisi permukaan untuk area pedesaan (rural) lebih tinggi dibandingkan areal perkotaan (urban). Penerimaan dosis untuk area pedesaan lebih tinggi dibandingkan dengan penerimaaan dosis area perkotaan. Dosis invidu efektif maksimum untuk area  pedesaan (rural)  adalah 9,24x10-2 Sv dan daerah perkotaan (urban) adalah 5,14x10-2 Sv. Risiko total terkena kanker untuk masyarakat yang berdomisili di area perkotaan lebih tinggi dibandingkan area pedesaan. Kata kunci: aktivitas, konsekuensi, dispersi, perkotaan, pedesaan ABSTRACTTHE ACTIVITIES AND RADIOACTIVE DISPERSION CONSEQUENCES FOR URBAN AND RURAL AREA. The consequences of radioactive releases of contaminants by humans is influenced by many factors such as the amount of activity that spread contaminants and environmental conditions. Environmental conditions include meteorological conditions, the contours of the site and contaminant pathways to humans. The purpose of this research is the analysis of the consequences of radionuclide activity and long half-life time due to accidents in urban and rural areas. The specific objective is to calculate the activity of the air dispersion and surface deposition, dose rate predictions and the risks posed to urban and rural areas as a function of the location. The estimates method used is simulation of the consequences on fission products dispersion in the atmosphere due to the postulated accident Beyond Design Basis Accident, BDBA. The calculation is performed for radioactive releases from accidents in 1000 MWe PWR simulated for rural and urban areas on Bojanegara-Serang site. Results of the analysis are that the activity of air dispersion and deposition surface at rural areas higher than urban areas. The Acceptance dose is higher for rural areas compared with urban areas. The maximum effective individual dose for rural areas is 9.24x10-2 Sv and urban areas is 5.14x10-2 Sv. The total risk of cancer for people who live in urban areas is higher than rural areas. Keywords: activity, consequence, dispersion, urban, rural 
PEMODELAN DAN ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA DARI PWR PADA KONDISI ABNORMAL DI TAPAK BOJANEGARA-SERANG Kuntjoro, Sri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (395.838 KB)

Abstract

Penambahan pembangkit listrik yang baru khususnya pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) berpotensi memberikan konsekuensi radiologis pada masyarakat dan lingkungan, karena adanya lepasan radioaktif dalam kondisi operasi normal maupun abnormal. Oleh karena itu maka pengelola reaktor nuklir harus bisa menyediakan data dan argumentasi yang kuat untuk menjelaskan tentang keselamatan PLTN terhadap lingkungan. Untuk itu perlu dilakukan analisis kondisi abnormal yang terjadi pada PLTN yang akan memberikan konsekuensi radiologis pada lingkungan. Analisis dilakukan dengan membuat pemodelan simulasi kondisi abnormal yang dipostulasikan pada PLTN tipe PWR 1000 MWe serta simulasi dan pemodelan pola potensi lingkungan sebagai daya dukung tapak terhadap penerimaan konsekuensi radiologis tersebut. Pemodelan fenomena transport radionuklida dari teras reaktor sampai ke luar dari sungkup reaktor dilakukan menggunakan perangkat lunak EMERALD dan pemodelan pola dispersi radioaktivitas ke lingkungan dari reaktor meliputi simulasi kondisi meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi masyarakat pada kondisi ekstrim di daerah studi, menggunakan perangkat lunak GIS, Arcview, Windrose, dan PC COSYMA. Pemodelan konsekuensi radiologis menggunakan tapak contoh daerah Bojanegara-Kramatwatu Pantai Serang-Banten. Dengan menggunakan data sourceterm, data meteorologi dan data dispersi (sebaran penduduk, produksi pertanian dan ternak) dan modeling alur paparan (pathway), dihasilkan model sebaran radionuklida dan penerimaan paparan radiasi di lingkungan tapak Bojanegara-Serang, dengan penerimaan dosis radiasi di bawah batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN.Kata kunci : PLTN, radioaktivitas, pola dispersi, keselamatan Additional of electrical power especially Nuclear Power Plant will give radiological consequences to population and environment due to radioactive release in normal and abnormal condition. In consequence the management of nuclear power plant must supply data and strong argumentation to clarify the safety of nuclear power plant to environment. For that purpose it needs to be carried out an analysis of abnormal condition in nuclear power plant and its radiological consequences to the environment. That analysis is done using abnormal condition simulation model postulated on 1000 MWe nuclear power plant. That simulation model is used also to evaluate environmental potential as site capability in supporting the radiological consequences. Radionuclide transport modeling from reactor core to containment uses EMERALD computer code. Other computer codes are Windrose, PC-COSYMA and ArcView are used to simulate meteorology condition, radionuclide release to population distribution of food production and consumption and distribution of radiation dose received to population around nuclear power plant. Application of that simulation is carried out to NPP candidate site in Bojanegara-Kramatwatu, Serang Banten peninsula. Using source term data, meteorology data, dispersion data and pathways modeling are resulting radionuclide dispersion model and radiation pathway acceptance at the surrounding nuclear power plant site (Bojanegara-Serang peninsula). The result shows that maximum radiation dose received is lower than dose permitted in accordance with regulatory body (BAPETEN). Keywords : Nulear power plant, radioactivity, dispersion model, safety
ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS Kuntjoro, Sri
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (629.558 KB)

Abstract

Reaktor 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.  
ANALISIS KECELAKAAN PARAH PADA PRESSURIZED WATER REACTOR DENGAN BACKWARDS METHOD Udiyani, Pande Made; Kuntjoro, Sri; Pane, Jupiter Sitorus
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (899.796 KB)

Abstract

Antisipasi kecelakaan parah suatu rancangan PLTN menjadi sangat penting dalam penerimaan suatu teknologi PLTN setelah terjadinya kecelakaan parah reaktor nuklir Fukushima di Jepang. Antisipasi tersebut tertuang dalam rencana strategi manajemen kecelakaan reaktor. Berdasarkan permasalahan tersebut maka dilakukan penelitian tentang analisis konsekuensi kecelakaan parah PWR (Pressurized Water Reactor) belajar dari Fukushima untuk manajemen kecelakaan reaktor dengan metode baru yang dikenal dengan nama backwards method (metode hitung mundur). Backwards method adalah menghitung berdasarkan hasil paparan radiasi terukur yang diterima publik untuk mengestimasi besarnya kerusakan pada teras reaktor sebagai sumber utama radiasi di reaktor PLTN. Analisis konsekuensi kecelakaan parah untuk reaktor daya PWR dengan bakwards method telah dilakukan untuk calon tapak potensial di Indonesia seperti Semenajung Muria, Pesisir Serang, tapak dengan Stabilitas C, Stabilitas D, Stabilitas E, dan Stabilitas F. Hasil dari perhitungan backwards method dapat digunakan untuk mengetahui dan verifikasi keparahan kecelakaan suatu reaktor khususnya untuk reaktor PWR dengan kapasitas 1000 MWe untuk tapak di Indonesia.Kata kunci: Kecelakaan parah, PWR, manajemen kecelakaan, backwards method  Anticipation of NPP severe accident becomes very important in nuclear technology after a severe accident at Japans Fukushima nuclear reactor. Based on these problems then do research on the analysis of the consequences of severe accidents PWR (Pressurized Water Reactor) to learn from the Fukushima reactor accident management with a new method known as the backwards method. Backwards method is based on the results of measurements of radiation exposure received by the public, to estimate of core damage in NPP reactors. Analysis of the consequences of PWR severe accidents with bakwards method has been carried out to potential candidates site in Indonesia as Semenajung Muria, Serang Coastal, site with single weather stability such as C, D, E, and F Stability. The results of the backwards method calculation can be used to determine the severity of the accident and the verification of a particular reactor with a capacity of 1000 MWe PWR to site in Indonesia. Keywords: Severe Accident, PWR, accident management, backwards method
CRITICALITY ANALYSIS OF URANIUM STORAGE FACILITY WITH FORMATION RACKS Kuntjoro, Sri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3673.042 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3251

Abstract

Uranium materials are needed for the uranium fuel production of research reactors and radioisotope. Before the uranium material is used, it is stored in the storage facility. One of the prerequisites for uranium material storage facilities is that it must be in the sub-critical condition. The purpose of this study is to analyze the criticality condition of uranium material storage facility located in PT. Inuki (Persero) and to ensure that the criticality condition is always in sub-critical state. Criticality analysis was performed using MCNP-5 program to determine the level of criticality of the three uranium material storage facilities at initial conditions and conditions after adding the storage racks. For analysing storage facilities 1 and 2, three scenarios of container on the storage rack formations were considered. Meanwhile, for analysing the storage facility 3, one scenario was considered. The results confirm that all strorages at initial condition and after adding storage racks formation were still in sub-critical condition (k-eff<1). These results are then used as the basis for the uranium materials management. It is also used as a basis for issuing an operational license by the nuclear energy regulatory body (BAPETEN).Keywords : criticality, uranium storage facility, k-eff ANALISIS KRITIKALITAS DI FASILITAS PENYIMPANAN BAHAN URANIUM DENGAN FORMASI PENGATURAN RAK. Bahan uranium dibutuhkan untuk produksi bahan bakar reaktor penelitian dan radioisotop. Bahan uranium sebelum digunakan terlebih dahulu disimpan pada fasilitas penyimpanan. Salah satu prasyarat fasilitas penyimpanan bahan uranium adalah fasilitas tersebut harus dalam kondisi sub-kritis. Bila kondisi kritis terjadi mengakibatkan proses fissi pada bahan uranium tidak terkendali, sehingga akan menimbulkan suhu yang sangat tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisa kondisi kritikalitas dari fasilitas penyimpanan bahan uranium yang berada di PT. INUKI (Persero) untuk menjamin fasilitas tersebut dalam kondisi sub-kritis. Analisis kritikalitas dilakukan menggunakan program MCNP-5 untuk mengetahui tingkat kritikalitas dari tiga fasilitas penyimpanan bahan uranium untuk kondisi awal dan kondisi setelah ditambahkan rak penyimpanan. Untuk fasilitas penyimpanan 1 dan 2 dibuat tiga skenario pengaturan container pada rak penyimpanan, sedangkan pada fasilitas penyimpanan 3 dilakukan 1 skenario.  Hasil ini menunjukkan seluruh fasilitas penyimpanan pada kondisi awal dan setelah ditambah rak penyimpanan dalam kondisi sub-kritis (k-eff<1). Hasil tersebut selanjutnya dipergunakan sebagai dasar untuk menyusun manejemen pengelolaan bahan uranium. Selain itu juga digunakan sebagai dasar untuk pembuatan ijin dari badan pengawas (BAPETEN).Kata Kunci : kritikalitas, fasilitas penyimpanan berbahan uranium,  k-eff
ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW Kuntjoro, Sri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (459.02 KB)

Abstract

Telah dilakukan analisis sebaran radionuklida pada reaktor daya Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWTh, setara dengan 1000 Mwe untuk kondisi operasi normal. Analisis dilakukan untuk dua reaktor yang terpisah sejauh 500 m dan sudut 90o satu dengan yang lain. Langkah awal dalam melakukan analisis adalah menentukan suku sumber reaktor menggunakan program komputer ORIGEN2 dan EMERALD NORMAL. ORIGEN2 digunakan untuk menentukan inventori radionuklida yang terdapat di reaktor. Selanjutnya dengan dengan menggunakan program EMERALD NORMAL dihitung suku sumber yang sampai ke cerobong reaktor. Untuk menganalisis dosis yang diterima penduduk dilakukan dengan menggunakan program PC-CREAM. Perhitungan dilakukan untuk satu dan dua PLTN di calon tapak PLTN. Hasil yang diperoleh adalah sebaran radionuklida terbesar untuk satu PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 9 (191,25o) dan untuk dua PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 10 (213,75o). Radionuklida yang sampai ke penduduk melalui dua alur yaitu alur makanan dan hirupan. Untuk alur makanan berasal dari radionuklida I-131, dan terbesar melalui alur produk susu sebesar 53,40 % untuk satu maupun dua PLTN . Untuk alur hirupan ranionuklida pemberi kontribusi paparan terbesar berasal dari Kr-85m sebesar 53,80 %. Dosis total terbesar yang diterima penduduk terdapat pada jarak 1 Km untuk bayi yaitu sebesar 4,10 μSi dan 11,26 μSi untuk satu dan dua PLTN. Hasil ini sangat kecil dibandingkan dengan batas dosis yang diijinkan oleh badan pengawas (BAPETEN) untuk penduduk yaitu sebesar 1 mSi.Kata Kunci : Reaktor daya, komputer code, radionuklida, alur makanan, hirupan Analysis for radionuclide dispersion for the Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWth Power Reactor, equal to the 1000 MWe at normal condition has been done. Analysis was done for two piles that is separated by 500 m distance and angle of 90o one to other. Initial pace in doing the analysis is to determine reactors source term using ORIGEN2 and EMERALD NORMAL. computer code program. ORIGEN2 applied to determine radionuclide inventory emerged in the reactor. Hereinafter, by using Emerald Normal Computer code is calculated source term reaching the reactor stack. To analyze dose received by population is done by using PCCREAM computer code. Calculation done for one and two PLTN attached in site candidate of plants. The result showed is that the highest radionuclide release for one PLTN is at 1 km distance and to 9th zone toward ( 19.25o) and for two PLTN is at 1 km distance and to 10th zone toward (21.75o). Radionuclide which up to population through two pathsway that are foodstuff and inhalation. To foodstuff comes from radionuclide I-131, and the biggest passed from milk product with 53.40 % for one and also two PLTN . For inhalation pathway the highest radionuclide contribution come from Kr-85m is about 53.80 %. The highest total dose received by population is at 1 Km distance received by baby that is 4.10 μSi and 11.26 μSi for one and two PLTN respectively. Those result are very small compared to the maximum permition dose to population issued by regulatori body that is equal to 1 mSi. Keywords : reactor power, computer code, radionuclide, food stuff, inhalation