TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir
ISSN : 25279963     EISSN : 25279963
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir "TRI DASA MEGA" adalah forum penulisan ilmiah tentang hasil kajian, penelitian dan pengembangan tentang reaktor nuklir pada umumnya, yang meliputi fisika reaktor, termohidrolika reaktor, teknologi reaktor, instrumentasi reaktor, operasi reaktor dan lain-lain yang menyangkut reaktor nukli. Frekuensi terbit tiga (3) kali setahun setiap bulan Februari, Juni dan Oktober.
Articles 152 Documents
Analisis dan Optimasi Desain Sistem Reaktor Gas Temperatur Tinggi RGTT200K dan RGTT200KT Dhandhang Purwadi, Mohammad
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (167.422 KB)

Abstract

Berdasarkan amanat Perpres No.5/2010, PTRKN-BATANmengembangkan desain konseptual reaktor daya maju kogenerasi berbasis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT) yang diberi nama RGTT200K dan RGTT200KT. Desain sistem kedua varian RGTT ini belum optimal dan spesifikasi thermal-flow dari kedua teras reaktor berbeda. Seharusnya  desain konseptual sistem RGTT200K maupun RGTT200KT mempunyai sepsifikasi thermal-flow teras reaktor yang sama, sehingga tidak perlu mendesain dua teras reaktor dengan geometri teras dan bahan bakar yang berbeda. Untuk memenuhi persyaratan tersebut dalam penelitian inidilakukan analisis dan optimasi terhadap desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan tujuan meningkatkan faktor utilisasi energi termal (EUF) dan menyatukan spesifikasi thermal-flow teras reaktor. Analisis sistem RGTT200K dan RGTT200KT dilakukan denganperangkat lunak Cyclepad. Metode volume kendali tetap satu dimensi digunakan dalam Cyclepad untuk menyelesaikan persamaan konservasi dalam volume kendali, oleh karena itu Cyclepad sangat sesuai untuk melakukan desain konseptual sistem siklus termodinamika. Optimasi dilakukandengan penyelesaian persamaan aljabar linier dari model RGTT200K dan RGTT200KT. Dari analisis dan optimasi ini dihasilkan desain konseptual sistem RGTT200K dan RGTT200KT dengan spesifikasi thermal-flow teras sama, dan peningkatan EUF dari 63% menjadi 80,14% (untuk RGTT200K) dan dari 63,6% menjadi 78,02% (untuk RGTT200KT).
Evaluasi Parameter Desain Termohidrolika Teras dan Sub Kanal PLTN AP1000 Pada Kondisi Tunak Darwis Isnaini, Muh.; Dibyo, Sukmanto; Suroso, Suroso; Rina S,, Geni; P. Hastuti, Endiah; Subekti, Muh.
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (198.87 KB)

Abstract

Telah dilakukan verifikasi dan validasi parameter desain termohidrolika teras PLTN AP1000 pada kondisi steady state. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan computer code CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5. Input yang digunakan untuk CAUDVAP adalah data geometri bejana dan teras (elemen bakar, bypass, core barrel dan selubung teras) dan laju alir total, dengan output penurunan tekanan, distribusi laju alir dan kecepatan pendingin di teras. Input untuk COBRA-EN adalah data geometri elemen bakar, daya linier, laju alir efektif dan sifat termal elemen bakar dengan output adalah penurunan tekanan di teras aktif, distribusi entalpi, temperatur bahan bakar, temperatur kelongsong, temperatur pendingin, fluks kalor, koefisien hantaran kalor dan DNBR. Sedangkan input untuk RELAP5 adalah data geometeri batang bahan bakar, fluks panas dan laju alir, dengan output adalah penurunan tekanan sepanjang kanal, temperatur kelongsong dan temperatur pendingin. Dari hasil perhitungan CAUDVAP dan deviasinya terhadap data desain diperoleh penurunan tekanansepanjang bejana teras sebesar 271,53 kPa (deviasi -1,26%), dengan distribusi laju alir melalui teras aktif sebesar 48.537,9 ton/jam (deviasi 0,19%), melalui guide thimble dan core barrel sebesar 2944,8 ton/jam (deviasi -3,05%) dan melalui core shroud sebesar 283,2 ton/jam (deviasi 9,98%). Perhitungan penurunan tekanan teras aktif dengan CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 adalah 76,01 kPa, 73,78 kPa dan 73,3 kPa. Perbedaan ini disebabkan karena perubahan luasan dari bagian penyangga teras ke bagian perangkat bahan bakar tidak diperhitungkan di dalam kode COBRA-EN dan RELAP5. Hasil perhitungan termohidrolika teras (analisis kanal) dengan COBRA-EN diperoleh bahwa temperatur meat perangkat bahan bakar berkisar antara 507,95 – 945,45oC, temperatur permukaan kelongsong bahan bakar 302,15 – 338,75oC dan DNBR minimum berkisar 2,23 – 6,07. Adapun analisis subkanal terpanas dengan COBRA-EN dan RELAP5 diperoleh temperatur pendingin keluaran masing-masing diperoleh 329,42 oC (deviasi 1,47%) dan 324,51 oC (deviasi -0,05%), fluks kalor maksimum masing-masing diperoleh 1634,13 kW/m2 (deviasi -0,04%) dan 1601,0 kW/m2 (deviasi -2,06%). Keseluruhan parameter termohidrolika yang didapat dari hasil perhitungan, dibandingkan dengan data desain menunjukkan tidak adanya perbedaan yang berarti, sehingga dapat disimpulkan bahwa perhitungan menggunakan kode CAUDVAP, COBRA-EN dan RELAP5 tersebut valid.
The Analysis of SBWR Critical Power Bundle Using Cobrag Code Sardjono, Yohannes; Aritomi, Masanori; E. Fennern, Larry
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (351.506 KB)

Abstract

The coolant mechanism of SBWR is similar with the Dodewaard Nuclear Power Plant (NPP) in the Netherlands that first went critical in 1968. The similarity of both NPP is cooled by natural convection system. These coolant concept is very related with same parameters on fuel bundle design especially fuel bundle length, core pressure drop and core flow rate as well as critical power bundle. The analysis was carried out by using COBRAG computer code. COBRAG computer code is GE Company proprietary. Basically COBRAG computer code is a tool to solve compressible three-dimensional, two fluid, three field equations for two phase flow. The three fields are the vapor field, the continuous liquid field, and the liquid drop field. This code has been applied to analyses model flow and heat transfer within the reactor core. This volume describes the finitevolume equations and the numerical solution methods used to solve these equations. This analysis of same parameters has been done i.e.; inlet sub cooling 20 BTU/lbm and 40 BTU/lbm, 1000 psi pressure and R-factor is 1.038, mass flux are 0.5 Mlb/hr.ft2, 0.75 Mlb/hr.ft2, 1.00 Mlb/hr.ft2 and 1.25 Mlb/hr.ft2. Those conditions based on history operation of some type of the cell fuel bundle line at GE Nuclear Energy. According to the results, it can be concluded that SBWR critical power bundle is 10.5 % less than current BWR critical power bundle with length reduction of 12 ft to 9 ft.
Efek Perubahan Sudut Kemiringan Terhadap Perpindahan Kalor dan Laju Aliran Air pada Untai Sirkulasi Alamiah Sirodz Gaos, Yogi; Juarsa, Mulya; Marzuki, Edi; Akbar, Januar
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (262.635 KB)

Abstract

Pelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah (USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air) . Komponen USSA FT- 02 terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o, 45o dan 90o. Temperatur outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5% dan 55,7%.
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 | 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.
1. Analisis Laju Dosis Neutron Reaktor PLTN PWR 1000 MWe Menggunakan Program MCNP Hamzah, Amir
TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

sedang proses
2. Verifikasi Kecelakaan Hilangnya Aliran Air Umpan pada Reaktor Daya PWR Maju Ekariansyah, Andi Sofrany
TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

sedang proses
DESAIN TERAS PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM MCNP-5 PADA KONDISI BEGINNING OF LIFE Marla, Ralind Re; Sardjono, Yohannes; Supardi, Supardi
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (365.708 KB)

Abstract

Telah dilakukan desain teras Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) untuk jenis Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 70 MWe untuk keperluan proses smelter pada keadaan beginning of life (BOL). Analisis ini bertujuan untuk mengetahui persen pengkayaan, distribusi suhu dan nilai keselamatan dengan koefisien reaktivitas teras yang negatif pada reaktor jenis PBMR apabila daya reaktor 70 MWe. Analisis menggunakan program Monte Carlo N-Particle-5 (MCNP5) dan dari hasil analisis ini diharapkan dapat memenuhi syarat dalam mendukung program percepatan pembangunan kelistrikan batubara 10.000 MWe khususnya untuk proses smelter, yang tersebar merata di wilayah Indonesia. Hasil penelitian menunjukkan bahwa, faktor perlipatan efektif (k-eff) Reaktor jenis PBMR daya 70 MWe mengalami kondisi kritis pada pengkayaan 5,626 % dengan nilai faktor perlipatan efektif 1,00031±0,00087 dan nilai koefisien reaktivitas suhu pada -10,0006 pcm/K. Dari hasil analisis daat disimpulkan bahwa reaktor jenis PBMR daya 70 MWe adalah aman.  ABSTRACT The core design of Nuclear Power Plant for Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) type with 70 MWe capacity power in Beginning of Life (BOL) has been performed. The aim of this analysis, to know percent enrichment, temperature distribution and safety value by negative temperature coefficient at type PBMR if reactor power become lower equal to 70 MWe. This analysis was expected become one part of overview project development the power plant with 10.000 MWe of total capacity, spread evenly in territory of Indonesia especially to support of smelter industries. The results showed that, effective multiplication factor (keff) with power 70 MWe critical condition at enrichment 5,626 %is 1,00031±0,00087, based on enrichment result, a value of the temperature coefficient reactivity is - 10,0006 pcm/K. Based on the results of these studies, it can beconcluded that the PBMR 70 MWe design is theoritically safe.
ANALISIS SKENARIO KEGAGALAN SISTEM UNTUK MENENTUKAN PROBABILITAS KECELAKAAN PARAH AP1000 Sony Tjahyani, D.T.; Purba, Julwan Hendry
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (547.026 KB)

Abstract

Kejadian Fukushima telah menunjukkan bahwa kecelakaan parah dapat terjadi, maka dari itu sangatlah penting untuk menganalisis tingkat keselamatan pada reaktor daya. Berdasarkan rekomendasi expert mission IAEA setelah kejadian Fukushima, perlu dilakukan upaya untuk meminimalisasi terjadinya kecelakaan parah yaitu dengan melakukan proses pendinginan yang maksimal. Dalam konsep keselamatan fasilitas nuklir, khususnya reaktor daya telah diterapkan konsep keselamatan berlapis (Defence in Depth, DiD). Konsep keselamatan tersebut terdiri atas 5 level pertahanan yang bertujuan mencegah dan mengurangi lepasan produk fisi ke masyarakat dan lingkungan pada saat reaktor daya mengalami kecelakaan. Dalam reaktor telah didesain sistem atau tindakan yang mempunyai fungsi untuk mengatasi setiap level tersebut. Tujuan dari analisis ini adalah menentukan probabilitas kecelakaan parah dengan melakukan skenario kegagalan sistem dalam proses pendinginan di reaktor. Sebagai obyek analisis adalah reaktor daya AP1000, karena jenis reaktor ini sedang banyak dibangun saat ini. Skenario dilakukan dengan mengasumsikan beberapa kombinasi kegagalan sistem yang termasuk dalam DiD level 2 dan 3. Kegagalan sistem kemudian dianalisis dengan menggunakan analisis pohon kegagalan berdasarkan perangkat lunak SAPHIRE ver. 6.76. Dari analisis didapatkan probabilitas gagal dari kelompok sistem DiD level 2 dan 3 pada AP1000 masih di bawah batas kriteria dari IAEA yaitu lebih kecil dari 10-2, serta probabilitas kecelakaan parah didapatkan sebesar 6,17 x 10-10. Berdasarkan analisis ini disimpulkan bahwa AP1000 mempunyai tingkat keselamatan yang cukup tinggi, karena melalui skenario kegagalan sistem didapatkan probabilitas kecelakaan parah yang sangat kecil.   ABSTRACT Fukushima accident has shown that severe accident could be occurred, therefore it is important to analyze safety level of nuclear power plants. Based on the recommendations of IAEA expert mission after the Fukushima accident, necessary effort to minimize severe accident by optimizing cooling process. On the safety concept of nuclear facility especially power reactor has been applied defence in depth (DiD) concept. These concept consists of five defense levels which is to prevent and to reduce fission product release to the public and the environment when the power reactor accident happen. On the reactor has been designed system or action that have function to overcome with each those levels. The objective of this paper is to determine severe accident probability by system failure scenario on the cooling process in the reactor. The AP1000 is chosen as the reference plant to be evaluated, because currently this reactor is being built in many countries. The scenario is carried out by combining several system failures included in DiD level 2 and 3. System failure is evaluated by fault tree analysis using SAPHIRE code version 6.76. The analysis results show that the failure probability of system in the DiD level 2 and 3 AP1000 is still below the IAEA criteria limit that is less than 10-2, as well as the probability of severe accident is 6.17 x 10-10. Based on this analysis, it can be concluded that the safety level of AP1000 is high enough, because through system failure scenario is obtained the probability of severe accident is very small.
INVESTIGASI PENGENDALIAN LEVEL PERMUKAAN AIR PRESSURIZER DI PWR BERBASIS KENDALI PROPORTIONAL INTEGRAL Bakhri, Syaiful
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (531.083 KB)

Abstract

Sistem kendali level air di pressurizer sangat dibutuhkan bagi keselamatan pengoperasian PWR dengan menyelaraskan perubahan volume sekaligus mempertahankan tekanan yang ada di kalang primer pada set point tertentu. Beberapa riset telah mengusulkan sistem cerdas baik neural network maupun fuzzy logic untuk meningkatkan kemampuan sistem kendali konvensional level yang umum dipakai di PWR yaitu Proportional-Integral (PI) atau Proportional-Integral-Derivative (PID). Namun sangat disayangkan penelitian-penelitian ini kurang mengkaji secara komprehensif potensi kendali konvensional ini. Padahal jika parameternya ditentukan dengan lebih seksama akan memberikan hasil yang setara bahkan lebih baik. Penelitian ini bertujuan untuk menjawab tantangan ini dengan meneliti lebih seksama sekaligus menguji parameter-parameter kendali ini agar diperoleh konfigurasi terbaik untuk sistem kendali level air pressurizer. Dibanding dengan dengan hasil simulasi sistem cerdas jaringan saraf tiruan yang pernah dibuat sebelumnya, ternyata kendali PI hasil penelitian ini memberikan peningkatan waktu naik yang lebih baik sekitar 280 kali, peningkatan waktu penetapan sekitar 293 kali, penurunan lewatan maksimum sekitar 1,1 kali, dan penurunan puncak sekitar 0,2 %. Hasil validasi dari konfigurasi ini juga terbukti stabil, mampu mengatasi gangguan selama 10 detik dengan puncak maksimum level 0,005%, dan mampu mengikuti perubahan set point dengan baik.  ABSTRACT The control system in the pressurizer water level is necessary for the safety of the operation of pressurizer water reactors (PWRs). It will compensate t the primary loop volume changes while keeping the existing pressure of the primary loop at a certain set point. Some researchers have proposed both an intelligent system of neural network and a fuzzy logic to improve the capability of the common conventional control systems used in PWR, i.e. Proportional-Integral (PI) or Proportional-Integral-Derivative (PID). However, those studies did not comprehensively assess the potential of the conventional control systems. It has been confirmed that if the parameters of the Pibased control system are determined more carefully, its results will be equivalent to the results of other control systems or even better. This study aims to address this challenging topic by examining and testing control parameters more closely to obtain the best configuration of the PI-based control system. Compared to the results of the artificial neural network-based control system, the PI results of this study provide an increase of rise time around 280 times, better settling time for approximately 293 times, a decrease of overshoot about 1.1 times, and a reduction of the peak around 0.2%. The configuration has also been validated to be stable and able to overcome disturbances for about 10 seconds with a maximum peak level of 0.005%. Moreoever, it can track the set point changes very well.

Page 1 of 16 | Total Record : 152