Andang Widi Harto
Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Published : 15 Documents
Articles

Found 15 Documents
Search

Analisis Scaling Silika pada Pipa Injeksi Brine di Lapangan Panas Bumi Dieng dengan Studi Kasus di PT. Geo Dipa Energi Wahyudityo, Rendra; Harto, Andang Widi; Suryopratomo, Kutut
Teknofisika Vol 2, No 1 (2013)
Publisher : Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Scaling silika yang terjadi di jalur pipa injeksi brine merupakan sebuah masalah penting yang terjadi di lapangan panas bumi Dieng. Scaling silika menyebabkan proses injeksi brine menjadi terganggu, dimana proses tersebut bertujuan untuk menjaga volume reservoir panas bumi dan menjaga kuantitas uap produksi dalam jangka panjang. Oleh karena itu kajian tentang masalah scaling silika di jalur injeksi brine pada suatu lapangan panas bumi dirasa sangat diperlukan. Pemodelan yang dilakukan bertujuan untuk mengetahui parameter apa yang paling berpengaruh terhadap proses pembentukan scaling silika di jalur injeksi brine, terkait dengan laju penebalan scaling dan posisi dimana scaling mulai terbentuk khususnya di jalur pipa injeksi brine yang menghubungkan sumur produksi 7 (PAD 7) ke sumur injeksi 33 (PAD 33) di lapangan panas bumi Dieng. Hasil pemodelan menunjukkan bahwa pH brine merupakan parameter yang paling berpengaruh terhadap laju penebalan scaling per tahun sedangkan kadar silika amorphous terlarut dalam brine merupakan parameter yang paling berpengaruh terhadap posisi dimana scaling silika mulai terbentuk di sepanjang jalur pipa injeksi. Berdasarkan hasil pemodelan, scaling silika berpotensi untuk tidak terjadi di jalur pipa injeksi brine (PAD 7 - PAD 33) di lapangan panas bumi Dieng apabila kadar silika amorphous terlarut dalam brine berada dibawah nilai 170 ppm dan atau pH brine bernilai di bawah 4.
Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Prabudi, Cahyo Ridho; Harto, Andang Widi; Sihana, Sihana
Teknofisika Vol 2, No 2 (2013)
Publisher : Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Aqueous Homogeneous Ractor (AHR) yang dikaji, termasuk jenis reaktor homogen karena bahan bakar dan moderatornya merupakan fase tunggal. Bahan bakar yang digunakan adalah UO2(NO3)2 yang dilarutkan dalam air. Sedangkan untuk pendingin menggunakan H2O, dengan grafit sebagai reflektor. Batasan masalah hanya terkait aspek kritikalitas pada kondisi steady state. Penelitian dilakukan dengan melakukan variasi ukuran diameter saluran pendingin untuk mendapatkan geometri optimal, serta konsentrasi uranil nitrat dalam bahan bakar dan ketinggian permukaan bahan bakar untuk mengatur kritikalitas reaktor saat beroperasi. Indikator optimal adalah nilai k=±1,1 dan koefisien reaktivitas void negatif. Penelitian dilakukan dengan mensimulasikan 2 buah desain AHR menggunakan metode Monte Carlo, yaitu AHR dengan jumlah saluran pendingin 19 buah dan 91 buah. Dari hasil simulasi didapatkan desain optimal untuk AHR dengan 19 saluran pendingin dicapai pada konsentrasi uranil nitrat 2% dan diameter saluran pendingin 3 cm, sedangkan untuk AHR dengan 91 saluran pendingin dicapai pada konsentrasi uranil nitrat 3% dan diameter saluran pendingin 2 cm. kedua desain memiliki koefisien reaktivitas void, koefisien reaktivitas void bahan bakar dan koefisien reaktivitas void pendingin yang negatif.
Analisis Sistem Pendingin Pasif Pasca Shutdown Dengan Skenario Severe Accident pada Innovative Molten Salt Reactor (IMSR) Limbaran, Barlian Gumay; Harto, Andang Widi; Sihana, Sihana
Teknofisika Vol 2, No 2 (2013)
Publisher : Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Telah dilakukan penelitian terhadap sistem pendingin pasif pasca shutdown dengan skenario kecelakaan parah (severe accident) pada Innovative Molten Salt Reactor (IMSR). Pada penelitian ini dilakukan simulasi mengenai perpindahan panas ke arah silo bejana reaktor secara konduksi, konveksi bebas, dan radiasi. Simulasi diasumsikan dalam kondisi kecelakaan parah yaitu kegagalan integritas batas pemisah antara garam bahan bakar 7LiF-BeF2-ThF4-UF4 dengan garam pendingin 6LiF-NaF-KF dan tidak berfungsinya semua alat penukar kalor pada sistem pendingin pasif utama. Dalam kondisi seperti ini suhu fluida garam dipertahankan tidak melebihi titik didihnya 1673 K untuk menghindari potensi kecelakaan yang lebih parah. Dengan demikian satusatunya mekanisme pendinginan alternatif hanya ada pada transfer panas ke arah permukaan silo bejana reaktor yang di dalamnya terdapat saluran untuk air mendidih masuk dan menjadi media penukar panas. Hasil simulasi menunjukkan bahwa performa pendinginan dengan transfer panas konduksi, konveksi bebas, dan radiasi ke arah silo bejana reaktor mampu mengantisipasi panas peluruhan setelah reaktor shutdown. Suhu maksimum dalam bejana reaktor mencapai puncak sekitar 1390 K setelah satu hari reaktor shutdown dan kemudian suhu perlahan turun selama proses pendinginan.
Pengaruh Sudut Peletakan dan Sudut Fase Pada Pipa Bersirip Terhadap Penurunan Tekanan Saripudin, Irpan; Suryopratomo, Kutut; Harto, Andang Widi
Teknofisika Vol 3, No 1 (2014)
Publisher : Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Dalam instalasi pemipaan seperti instalasi penyediaan air, jalur minyak dan gas, fluida yang mengalir akan mengalami penurunan  tekanan  (pressure  drop). Efek penurunan ini akan sangat terasa pada instalasi pemipaan dengan jalur yang sangat panjang. Untuk mengurangi efek tersebut dipertimbangkan penggunaan sirip-sirip kecil pada permukaan dalam pipa. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui bagaimana efek variasi sudut peletakan sirip (α) dan sudut fase sirip (β) terhadap nilai pengurangan hambatan (drag reduction – DR). Variasi sudut peletakan adalah 6°, 10°, 14°, 186°, 190°, dan 194°. Variasi sudut fase adalah dari 0° sampai 120° dengan kenaikan sebesar 5°. DR teramati pada sudut peletakan dengan penyimpangan arah yang kecil (6° dan 186°) dengan sudut 6° memberikan DR yang lebih besar, baik dengan penggunaan 1 kubu maupun 2 kubu sirip. DR terbesar 5,73% bisa diraih dengan satu kubu sirip pada sudut peletakan (α) 6°. Kubu sirip kedua, dengan beragam sudut fase, tidak tampak memberikan kenaikan efek DR dari sirip kubu di depannya.
Implementasi Identifikasi Sistem Kalang Tertutup untuk Asesmen Kinerja Pengendali Level pada Kondensor Logiani, Hardy F.; Wardana, Awang Noor Indra; Harto, Andang Widi
Teknofisika Vol 3, No 1 (2014)
Publisher : Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik, Universitas Gadjah Mada

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Identifikasi sistem kalang tertutup adalah pendekatan eksperimental untuk menentukan model dinamis suatu sistem kalang tertutup. Pada makalah ini, identifikasi kalang tertutup digunakan untuk melakukan asesmen kinerja dari pengendali level pada kondensor. Algoritma yang digunakan adalah algoritma closed-loop output error (CLOE).  Hasil dari penelitian ini menunjukan bahwa model sistem kondensor adalah sistem orde dua. Dengan menggunakan model yang didapatkan kemudian dapat dilakukan simulasi untuk mendapatkan analisis tanggapan pada keadaan transient dan keadaan tunak. Simulasi menunjukan sistem pengendalian terpasang mempunyai respon pengendali yang sangat responsif. Respon tersebut pada penelitian ini diperbaiki dengan melakukan penalaan ulang sehingga didapatkan respon pengendali yang lebih sesuai dengan sistem kondensor terpasang.
MODERATOR TO FUEL RATIO AND URANIUM FRACTION ANALYSIS OF SQUARE LATTICE MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER B, Dion Bagus Nugraha; Harto, Andang Widi; Sihana, Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2442.113 KB)

Abstract

Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) is a further development of the nuclear reactor Generation IV Reactor Molten Salt Reactor (MSR). MSR TAP generates clean electric power. It has a passive safety, resistance to proliferation, and low cost. MSR TAP can consume the rest of the nuclear fuel/spent nuclear fuel (SNF) of a commercial Light Water Reactor (LWR) fuel or use the main fuel, a salt solution UF4 - LiF - BeF2. MSR TAP uses Zirconium Hydride material for the moderator. This research has a purpose to determine the optimal size of uranium mole fraction on fuel and moderator radius from core design in order to produce optimum enrichment with the value 1 < keff <1.0065 using MCNP5 program. On the other hand, this research also aims to look for the optimum enrichment, which have inherent safety characteristics with αVoid < 0. Variations were made including the changes in the geometry of the moderator radius with a variation of 0.5 cm, 1 cm, 1.5 cm, 2 cm, 2.5 cm, 3 cm, 3.5 cm, 4 cm, and 4.5 cm; and the changes in the fuel uranium molar UF4 - LiF - BeF2 with molar variation of 15%, 20%, 25% and 30%. The geometry of Transatomic Power (MSR TAP) of companies Transatomic Power Corporation was used. The results show that the optimum variation is the salt solution UF4 - LiF - BeF2 with 25 % uranium mole fraction, 2.6 % enrichment and moderator radius of 1.5 cm. The optimum variation gives the keff value of 1.00124 ± 0.00078. The optimum value of reactivity void coefficient is -0.0684. It indicates an inherently safe design.Keywords : Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Uranium Fuel Mole Fraction, Optimum Variation, Moderator, Inherent Safety. ANALISIS FRAKSI URANIUM DAN RASIO MODERATOR – BAHAN BAKAR PADA SQUARE LATTICED MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER. Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) merupakan reaktor nuklir pengembangan lebih lanjut dari Reaktor Generasi IV Molten Salt Reactor (MSR). Reaktor MSR TAP ini menghasilkan daya listrik yang bersih, memiliki keselamatan pasif, mempunyai resistensi terhadap proliferasi, dan memiliki biaya yang rendah. Reaktor ini dapat mengkonsumsi bahan bakar nuklir sisa/spent nuclear fuel (SNF) dari penggunaan bahan bakar Light Water Reactor (LWR) yang komersial atau menggunakan bahan bakar utama yaitu larutan garam UF4 – LiF – BeF2. Moderator yang digunakan pada MSR TAP ini adalah moderator berbahan Zirconium Hydride. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan ukuran perbandingan nilai fraski mol uranium dan jari-jari moderator yang optimal dari dari desain teras Reaktor MSR TAP agar dihasilkan pengayaan yang optimum dengan nilai 1 < keff < 1,0065 menggunakan program MCNP5. Selain itu penelitian ini juga bertujuan mecari pengayaan optimum yang mempunyai sifat keselamatan melekat dengan . Variasi yang dilakukan meliputi perubahan geometri jari-jari moderator dengan variasi 0,5 cm, 1 cm, 1,5 cm, 2 cm, 2,5 cm, 3 cm, 3,5 cm, 4 cm, dan 4,5 cm; dan perubahan molar uranium pada bahan bakar UF4 – LiF – BeF2  dengan variasi persen molar 15%, 20%, 25%, dan 30%. Geometri reaktor yang digunakan dalam silmulasi adalah MSR TAP dari perusahaan Transatomic Power Corporation. Hasil penelitian menunjukkan variasi optimum perbandingan moderator bahan dan fraksi mol bahan bakar larutan garam UF4 – LiF – BeF2 pada fraksi mol uranium bahan bakar pada variasi molar uranium 25% dengan pengayaan 2,6% dan jari-jari moderator 1,5 cm, dengan nilai keff 1,00124±0,00078. Koefisien reaktivitas void yang didapatkan dari variasi optimum tersebut adalah -0,0684 yang menandakan bahwa desain ini telah memenuhi syarat keselamatan melekat.Kata kunci: Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Fraksi mol uranium, Variasi optimum, Moderator, Keselamatan melekat. 
Shield Modelling of Boron Neutron Capture Therapy Facility with Kartini Reactor’s Thermal Column as Neutron Source using Monte Carlo N Particle Extended Simulator Dwiputra, Martinus I Made Adrian; Harto, Andang Widi; Sardjono, Yohannes; Wijaya, Gede Sutisna
Indonesian Journal of Physics and Nuclear Applications Vol 1 No 1 (2016)
Publisher : Fakultas Sains dan Matematika Universitas Kristen Satya Wacana

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1102.664 KB)

Abstract

Studies were carried out to design a shielding for BNCT facility in the end of Kartini reactor’s thermal column with predesigned collimator. The design consist of selecting the material and their thickness. The shielding is required to absorb the leaking radiation until the Dose Limit Value of 20 mSv/year for radiation worker is met. The material considered were paraffin, barite concrete, borated polyethylene, stainless steel 304 and lead. The calculation was done using MCNPX tally facility with converted dose limit value of 10.42 µSv/hour. Design number two were chosen as the best from three designs which surrounded a room with length, width and height of, respectively 200 cm, 200 cm and 166.4 cm. The first and main layer are borated polyethyelene and barite concrete of 20 and 30 cm, respectively. The additional layer are borated polyethyelene and barite concrete of 15 cm and 15 cm with less volume than the main layer to decrease the primary straight radiation from the thermal column. Maximum radiation dose rate is 7.0746 µ Sv/hour in cell 227 with average dose rate of 2.58712 µSv/hour.
Optimization of Neutron Collimator in The Thermal Column of Kartini Research Reactor for in vitro and in vivo Trials Facility of Boron Neutron Capture Therapy using MCNP-X Simulator Warfi, Ranti; Harto, Andang Widi; Sardjono, Yohannes; Widarto, Widarto
Indonesian Journal of Physics and Nuclear Applications Vol 1 No 1 (2016)
Publisher : Fakultas Sains dan Matematika Universitas Kristen Satya Wacana

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1007.309 KB)

Abstract

The optimization of thermal column collimator has been studied which resulted epithermal neutron beam for in vivo and in vitro trials of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at Kartini Research Reactor of 100 kW by means of Monte Carlo N-Particle Extended (MCNP-X) codes. The design criteria were based on recommendation from the International Atomic Energy Agency (IAEA). MCNP-X calculations indicated by using 5 cm thickness of Ni as collimator wall, 30 cm thickness of Al as moderator, 20 cm thickness of 60Ni as filter, 2 cm thickness of Bi as γ-ray shielding, 3 cm thickness of 6Li2CO3-polyethylene as beam delimiter, and for in vivo in vitro trials purpose, aperture was designed 8 cm radius size, an epitermal neutron beam with an intensity 1.13E+09 n.cm-2.s-1, fast neutron and γ-doses per epithermal neutron of 1.76E-13 Gy.cm2.n-1 and 1.45E-13Gy.cm2.n-1,minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.008,and maximum directionality of 0.73, respectively could be produced. The results have passed all the IAEA’s criteria.
Dosimetry of in vitro and in vivo Trials in Thermal Column Kartini Reactor for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) facility by using MCNPX Simulator Code Tesalonika, Adrian; Harto, Andang Widi; Sardjono, Yohannes; Triatmoko, Isman Mulyadi
Indonesian Journal of Physics and Nuclear Applications Vol 1 No 2 (2016)
Publisher : Fakultas Sains dan Matematika Universitas Kristen Satya Wacana

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (386.908 KB)

Abstract

A dosimetry study of in vitro and in vivo trials system in thermal column of Kartini Reactor for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) facility has been conducted by using the Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX) software. Source of neutron originated from the 100 kW reactor which has been modified by the previous researcher. Models have been made by using simple geometries to represent tissues. Models of in vitro have been made by 4 spheres each has 1 cm diameter to represent tumour, whereas in vivo by 4 cylinders each has 6 cm length, 3 cm diameter, and breast soft tissue material with 1 cm sphere each located in the center of the cylinders to represent models of mouse with tumour. An increase in value of the boron concentration will increase the value of dose rate as well, then the exposure time should be shorter. The exposure times (in minutes) of in vitro trials for 20, 25, 30, 50, 75, 100, 125, and 150 μg boron/g tissues are 117.77, 117.77, 117.07, 115.69, 114.02, 112.39, 110.80, and 109.27. Whereas the exposure times of in vivo trials are 163.58, 162.78, 161.98, 158.88, 155.16, 151.61, 148.22, dan 144.98. In vitro trials have greater values of dose rate so that in vitro trials have shorter exposure time.
Conceptual Design of Collimator at Boron Neutron Capture Therapy Facility with 30 MeV Cyclotron and Target 9Be as Neutron Generator Using Monte Carlo N-Particle Extended Simulator Isyan, Prayoga; Harto, Andang Widi; Sardjono, Yohannes
Indonesian Journal of Physics and Nuclear Applications Vol 2 No 1 (2017)
Publisher : Fakultas Sains dan Matematika Universitas Kristen Satya Wacana

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (556.269 KB)

Abstract

The optimization of collimator has been studied which resulted epithermal neutron beam for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) using Monte Carlo N Particle Extended (MCNPX). Cyclotron 30 MeV and 9Be target is used as a neutron generator. The design criteria were based on recommendation from IAEA. Mcnpx calculations indicated by using 25 cm and 40 cm thickness of PbF2 as reflector and back reflector, 15 cm thickness of TiF3 as first moderator, 35 cm thickness of AlF3 as second moderator, 25 cm thickness of 60Ni as neutron filter, 2 cm thickness of Bi as gamma filter, and aperture with 20 cm of diameter size, an epithermal neutron beam with an intensity  1.21 × 109 n.cm-2.s-1, fast neutron and gamma doses per epithermal neutron of 7.04 × 10-13  Gy.cm2.n-1 and 1.61 × 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.043, and maximum directionality of 0.58, respectively could be produced. The results have not passed all the IAEA’s criteria in fast neutron component and directionality.