cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Jurnal ini ter akreditasi LIPI No. 131/Akred-LIPI/p2MBI/06/2008
Arjuna Subject : -
Articles 356 Documents
Unjuk Kerja Pengangkutan Penumatik Sistem Small Adsober Sphere Shutdown System untuk Sistem Pemadaman Kedua RDE Syahna, Denissa Beauty; Priambodo, Dedy -; Putro, Guntur Eko
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5030

Abstract

UNJUK KERJA PENGANGKUTAN PENUMATIK SISTEM SMALL ADSOBER SPHERE SHUTDOWN SYSTEM UNTUK SISTEM PEMADAMAN KEDUA RDE. Reaktor Daya Eksperimental (RDE) adalah reaktor berbendingin gas temperatur tinggi yang merupakan program unggulan BATAN untuk mempromosikan penggunaan energi nuklir, meningkatkan penerimaan masyarakat terhadap energi nuklir, membuktian kehandalan system keselamatan dari teknologi reaktor maju, menguasaan teknologi reaktor generasi IV dan mendorong kemampuan industri nuklir nasional. RDE menggunakan Small Adsorber Sphere Shutdown system (SAS) sebagai system kedua pemadaman reaktor. SAS terdiri atas elemen SAS (B4C) 5mm sebanyak 270.000 buah,  sistem pengangkutan penumatik dan bejana penyimpanan elemen SAS. Studi ini bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja sistem pengangkutan penumatik elemen SAS dengan parameter yang ditinjau adalah target waktu pengangkutan sebesar 100, 120, 140, 160, 180 dan 200 detik serta diameter pipa pengangkutan sebesar 40mm, 50mm, dan 60mm. Dari studi diketahui bahwa penurunan tekanan terbesar terjadi pada diameter pipa 40mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 100 detik yaitu sebesar 2.3psi; sedangkan penurunan tekanan terendah diperoleh pada diameter 60mm dan target waktu pengangkutan elemen SAS 200 detik yaitu sebesar 0.7 psi.Kata kunci: Unjuk kerja, pneumatik, SAS, RDE, Diameter, waktu-pengangkutan
Penerimaan Masyarakat Sekitar Puspiptek Serpong Terhadap Rencana Pembangunan Reaktor Daya Eksperimental Mudjiono, Mudjiono -; Alimah, Siti -; Susiati, Heni -; Irawan, Dimas -; Bustomi, Moh.
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5044

Abstract

PENERIMAAN MASYARAKAT SEKITAR PUSPIPTEK SERPONG TERHADAP RENCANA PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL. Rencana pembangunan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) selain didasarkan pertimbangan aspek tekonologi dan keselamatan, juga didasarkan aspek sosial, ekonomi, budaya maupun lingkungan. Berdasar aspek sosial, rencana pembangunan tersebut dapat dimaknai berbeda-beda di dalam masyarakat berdasar tingkat pengetahuan dan persepsi masing-masing. Tujuan studi untuk mengetahui tingkat peneriman masyarakat sekitar kawasan terhadap pembangunan RDE. Metodologi yang digunakan dengan studi literatur selanjutnya dilakukan pengambilan sampel melalui survei dengan responden yang proporsional. Dari hasil analisis kuesioner menunjukkan bahwa 64% responden menyatakan mengetahui BATAN telah mengoperasikan reaktor nuklir, sementara tidak tahu 19% dan yang tidak menjawab sebesar 17%. Sebagian besar responden menyatakan bahwa sumber informasi pengetahuan tentang BATAN diperoleh dari keikutsertaannya di acara diskusi sebesar 18,7%, selanjutnya 17,7% melalui TV dan penyuluhan sebesar 16,3%. Terdapat 75% dari Responden yang menyatakan setuju terhadap rencana pembangunan RDE untuk memenuhi kebutuhan listrik, sedangkan yang tidak setuju sebesar 7% dan tidak menjawab sebesar 18%. Responden beranggapan bahwa dengan adanya RDE akan menyebabkan harga listrik akan menjadi murah (20,3%), dapat menciptakan lapangan kerja (19,2%) dan RDE dipahami tidak mengeluarkan polusi (17,5%). Sedang ketidaksetujuan dikarenakan ada kekhawatiran terjadi kecelakaan atau kebocoran, pencemaran radioaktif dan beranggapan bahwa pembangkit tenaga listrik  lain masih mencukupi.Kata kunci: Penerimaan masyarakat, survei, RDE
Estimasi Pengaruh Desalinasi Terhadap Temperatur Umpan Pembangkit Uap RDE Dewita, Erlan; Dibyo, Sukmanto
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5029

Abstract

ESTIMASI PENGARUH DESALINASI TERHADAP TEMPERATUR Umpan PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor temperatur tinggi tipe HTGR telah dikembangkan dengan berbagai kapasitas daya dan dapat menghasilkan aplikasi listrik dan panas. Salah satu aplikasi panas adalah digunakan untuk desalinasi. Penelitian ini bertujuan untuk mengestimasi pengaruh desalinasi terhadap parameter operasi temperatur air umpan masuk ke dalam pembangkit uap RDE dengan menggunakan program ChemCAD. Parameter yang terkait dengan aplikasi panas tersebut adalah temperatur proses pada untai sistem pendingin sekunder. Oleh karena itu pengaruh terhadap temperatur umpan pembangkit uap perlu estimasi. Uap dari turbin ditentukan sebagai kondisi operasi dalam rentang variasi laju alir massa dan daya untuk desalinasi. Hal ini penting karena air umpan dari tangki dipengaruhi oleh aliran dari kondensor dan dari unit desalinasi. Sistem desalinasi menggunakan penukar panas untuk menguapkan air laut. Hasil estimasi menunjukkan untuk mencapai kondisi temperatur umpan pembangkit uap pada kisaran 140oC – 150oC maka dapat ditentukan dengan penggunaan laju alir massa uap 0,5 kg/s – 0,6 kg/s untuk kebutuhan desalinasi, adapun dayanya pada kisaran 0,3 MJ/s – 0,5 MJ/s. Diharapkan estimasi ini bermanfaat untuk kajian terhadap aplikasi panas untuk sistem desalinasi pada RDE. Selanjutnya kajian secara komprehensif kedepan sangat diperlukan.Kata kunci: desalinasi, temperatur umpan, laju alir massa, pembangkit uap
OVERNIGHT COST ESTIMATION OFINDONESIA’S COGENERATION POWER PLANT FOR INDUSTRIAL PROCESSES Setya Budi, Rizki Firmansyah; Rijanti, Arum Puni; Lumbanraja, Sahala M.; Amitayani, Elok S.; Birmano, Moch. Djoko; Liun, Edwaren
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5045

Abstract

Indonesia’s cogeneration power plant for industrial processes (PeLUIt) is needed to be implemented in Indonesia. Economic analysis is an important factor for PeLUIt implementation. One of the data that needs in the analysis is overnight cost. This research estimates HTGR’s overnight cost by using scaling law.By using the estimated value, it can be calculated the PeLUIt overnight cost. The research’s purpose is to obtain an estimation of overnight costs of PeLUIt. The estimation result shows the overnight cost of PeLUIt. PeLUIt 10 MWth has an overnight cost 166,26 million USD. PeLUIt 30 MWth has an overnight cost 233,49 million USD. PeLUIt 50 MWth has an overnight cost 281,31 million USD. PeLUIt 100 MWth has an overnight cost 371,86 million USD. PeLUIt 350 MWth has an overnight cost 657,16 million USD.Keywords: PeLUIt; Estimation; High temperature gas-cooled reactor; Overnight cost; Scaling law
Halaman Belakang JPEN, JPEN
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5337

Abstract

Pengaruh Perisai Radiasi Pada Penyimpanan Kering Bahan Bakar Nuklir Bekas untuk Reaktor Daya Eksperimental Artiani, Pungky Ayu; Ratiko, Ratiko; Purwanto, Yuli; Heriyanto, Kuat
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 20, No 2 (2018): Desember 2018
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2018.20.2.5025

Abstract

PENGARUH PERISAI RADIASI PADA PENYIMPANAN KERING BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS UNTUK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL Di masa mendatang, Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) berencana membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE) dengan daya termal 10 MW. RDE merupakan merupakan reaktor suhu tinggi dengan bahan bakar berupa pebble yang teknologinya mirip dengan reaktor HTR-10. Dalam operasional RDE hal yang perlu diperhatikan adalah pengelolaan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB). Oleh karena itu, teknologi pengelolaan BBNB HTR-10 dapat digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan BBNB reaktor RDE. Pengelolaan BBNB reaktor HTR-10 disimpan dalam tangki penyimpanan dengan sistem kering. Telah dilakukan perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan BBNB di gedung reaktor dan interim storage menggunakan Monte Carlo N-Particle 5 (MCNP-5). Hasil perhitungan laju dosis pada tangki penyimpanan dengan berbagai ketebalan timbal (Pb) berkisar 11,7 – 2,560 x 106 µSv/jam dan 813,06 – 7,146 x 106 µSv/jam masing-masing pada gedung reaktor dan interim storage. Hal ini menunjukkan bahwa ketebalan Pb pada tangki penyimpanan tidak memberikan pengaruh yang signifikan dalam penurunan laju dosis baik pada gedung reaktor maupun interim storage. Penurunan laju dosis akan lebih efektif dengan penambahan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB. Hasil perhitungan laju dosis berkisar 2,560 x 106 – 20,32 µSv/jam dan 7,146 x 106 – 105,58 µSv/jam untuk berbagai ketebalan Pb pada shielding luar tangki penyimpanan BBNB masing-masing di gedung reaktor maupun interim storage.  Meskipun nilai laju dosis tidak memenuhi syarat Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja radiasi dan masyarakat, namun untuk keselamatan pekerja radiasi penanganan BBNB ini dapat diakomodir dengan konsep As Low As Resonably Achievable (ALARA), memperpanjang waktu peluruhan BBNB dan menfungsikan dinding interim storage sebagai shielding.Kata kunci : Reaktor Daya Eksperimental (RDE), Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB), laju dosis, perisai radiasi.
MEKANISME REAKSI ASAM BORAT DENGAN PRODUK RADIOLISIS AKIBAT RADIASI SINAR- PADA TEMPERATUR 25OC Sunaryo, Geni Rina
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Telah dilakukan simulasi yang bertujuan untuk memahami mekanisme reaksi antara asam borat (H3BO3) yang ditambahkan kedalam air pendingin primer PWR dengan produk radiolisis akibat radiasi dengan sinar- pada temperatur 25oC. Simulasi dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak ‘Facsimile’ yang berbasis kinetika reaksi yang berkelanjutan. Sebagai masukan adalah set reaksi kimia yang terdiri dari 61 jenis reaksi dengan konstanta kecepatan reaksinya, nilai-G spesi radiolisis akibat radiasi sinar-, laju dosis 10 dan 104 Gy/s, konsentrasi awal oksigen yang berhubungan dengan sistem aerasi (0,25M), deaerasi dan konsentrasi asam borat hingga konsentrasi 1M. Luaran di program berupa seri perubahan konsentrasi vs waktu iradiasi. Data luaran kemudian diolah menggunakan perangkat pembuat grafik ‘Origin’. Validasi dilakukan dengan membandingkannya dengan hasil simulasi sebelumnya. Hasil validasi menunjukkan perbedaan yang tidak signifikan, sehingga diputuskan bahwa set reaksi sekarang adalah valid. Penambahan asam borat menekan konsentrasi oksigen secara signifikan. Hubungan kenaikan logaritmik penambahan konsentrasi H3BO3 vs produk oksigen menunjukkan hubungan linear yang menurun. Dari hasil simulasi dapat dipahami bahwa penambahan H3BO3 tidak hanya mengatur reaktivitas neutron pada temperatur 25oC tetapi juga memberikan imbas positif didalam menekan konsentrasi produk oksigen yang memegang peran penting di dalam proses korosi.Kata kunci: radiolisis, sinar-, larutan H3BO3, facsimileSimulation to understanding the reaction mechanism between boric acid that is being added into the PWR primary water and radiolysis products under -rays irradiation at 25oC was done. Simulation has been done by using ‘Facsimile’ software based on continuing kinetic reaction. As inputs are set reactions that consist of 61 reactions, G-values under –rays irradiation, doserate of 10 and 104 Gy/s, initial concentration of oxygen for aeration (0.25M) and deaeration, and boric acid up to 1M. Outputs are series of concentration vs irradiation time. The putput data is being analysed by plotting them into graph by using ‘Origin’. Validation was done by comparing the results with the previous work. From validation, it is know that the set reaction that is being used does not give any significant difference, then dicided that the set reactions used is valid. The relation between concentration of boric acid and oxygen concentration logarithmically is linearly decrease. From the simulation, it can be understood either that the addition of H3BO3 is not only for controlling the neutron reactivity but also give positive effect on suppressing the oxygen concentration that play role on corrosion process.Keywords: radiolyses, -ray, H3BO3, facsimile
ENERGI NUKLIR SEBAGAI SUMBER ENERGI PANAS ALTERNATIF PADA KILANG MINYAK Sunardi, Sunardi; Salimy, Djati H.
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Telah dilakukan studi aplikasi energi panas nuklir temperatur tinggi pada kilang minyak. Tujuan studi ini adalah untuk memahami karakteristik dan kemungkinan pemanfaatan energi panas reaktor nuklir temperatur tinggi untuk operasi kilang minyak. Dalam studi ini, kilang minyak dengan kapasitas pengolahan minyak mentah sebesar 126 MBSD digunakan sebagai acuan perhitungan. Diasumsikan energi panas nuklir temperatur tinggi akan memasok kebutuhan kukus dan listrik pada kilang tersebut, sedang operasi proses temperatur tinggi dianggap tetap menggunakan bahan bakar fosil. Reaktor nuklir yang digunakan adalah reaktor nuklir temperatur tinggi daya kecil HTR-PM 250. Dari neraca energi diperoleh bahwa pemanfaatan energi termal reaktor nuklir temperatur tinggi dengan daya sebesar 250 MWt terdistribusi sebagai berikut: 41,23 MWt untuk memproduksi uap kukus 1 (385oC, 40 kg/cm2, 55,6 ton/jam), 101,47MWt untuk memproduksi uap kukus 2 (360oC, 15 kg/cm2, 131,1 ton/jam), dan 60 MWt untuk memproduksi listrik sebesar 24 MWe. Energi panas yang tersisa sebesar 22,3 MWt dikonversi menjadi listrik sebesar 8,93 MWe untuk disambungkan ke jaringan. Penggunaan energi nuklir menggantikan sebagian bahan bakar fosil pada kilang minyak dengan kapasitas 126 MBSD memberi penghematan bahan bakar fosil sebesar 64,8 ribu ton/tahun, yang setara dengan pengurangan laju emisi gas CO2 sebesar 182,4 ribu ton/tahun.Kata kunci: minyak mentah, kilang, energi nuklirThe study of high temperature nuclear heat application for oil refinery has been carried out. The goal of the study is to understand the characteristic and possibility of high temperature nuclear heat application for operation of oil refinery. In this study, the oil refinery plant with the capacity crude oil processing of 126 MBSD is used as a reference. It is assumed that high temperature of nuclear energy will supply steam and electricity to the plant, while the high temperatur processes sill fosil fuel firing utilizing. Nuclear reactor that used in this study is small high temperatur nuclear reactor HTR-PM250. Energy balance calculations indicate that thermal energi from nuclear reactor with thermal power of 250MWt can be distributed as follow: 41,23 MWt to produce steam 1 (385oC, 40 kg/cm2, 55,6 ton/hr), 101,47MWt to produce steam 2 (360oC, 15 kg/cm2, 131,1 ton/jam), and 60 MWt to produce 24 MWe electricity. The rest, about 22,3 MWt is converted to electricity about 8,93 MWe, send to the public grid. Utilization nuclear energy to substitute steam and electricity production for oil refinery with capacity of 126 MBSD crude oil, give reduction of fossil fuel burning about 64,8 thousand ton/yr, equivalent to reduce CO2 emmision about 182,4 thousand ton/yr.Keywords: crude oil, refinery, nuclear energy.
ANALISIS POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR NUKLIR ALTERNATIF PLTN Dewita, Erlan
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 1 (2012): Juni 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Dewasa ini, sebagian besar reaktor daya nuklir dunia menggunakan bahan bakar basis uranium (UO2) dengan pengayaan 2-5%. Namun akhirakhir ini, perhatian dunia banyak tertuju pada bahan bakar basis thorium terkait beberapa keuntungan.  Selain pertimbangan sumberdaya thorium(Th) dunia yang besar (sekitar 3 kali lebih besar dari sumber daya uranium), penggunaan bahan bakar basis thorium juga akan mengurangi jumlah limbah radioaktif, sifat-sifat nuklir U-233 juga lebih unggul dibanding U-235 dan Pu-239 dalam reaktor termal. Penggunaan bahan bakar nuklir basis thorium diharapkan bermanfaat untuk menjaga keberlanjutan energi nuklir dan keamanan dari senjata nuklir. Tujuan studi adalah menganalisis potensi thorium sebagai bahan bakar nuklir alternatif untuk PLTN ditinjau dari aspek sumber daya alam dan proses pemisahan thorium dari monazite.  Studi dilakukan dengan mengkaji beberapa pustaka. Hasil studi diharapkan dapat menjadi bahanpertimbangan bagi pemerhati/ peneliti bahan bakar nuklir untuk mengembangkan bahan bakar basis thorium. Hasilmenunjukkan bahwa thorium tersebar dalam lapisan bumi dalam bentuk batuan dan mineral. Mineral dengan kandunganthorium terbesar adalah mineral thorium fosfat-tanah jarang, monazit (Ce-La-Y) mengandung sekitar 12% ThO2, namunrata-rata mengandung ThO2 sekitar 6-7%. Sumberdaya thorium dunia 5.385.000 ton dan sumberdaya terbesar terdapat di India yaitu 846.000 ton (16%). Th-232 merupakan bahan fertil yang lebih unggul dibanding  U-238, karena tampang lintang serap netron Th-232  dalam reaktor termal 3 kali lebih  tinggi dibanding U-238 dimana untuk Th-232 (7.4 barns) dan U-238 (2.7 barns). Sedangkan untuk proses ekstraksi dari monazit dikenal ada 2 proses, yaitu opening acid dan opening alkali, sedangkan pemungutan thorium dari bahan bakar bekas digunakan proses thorex.Kata kunci: potensi, thorium, bahan bakar, cadangan, uraniumNowdays, most of nuclear power reactors use (UO2) uranium based fuel with 2-5% enrichmen to thorium based fuel correlation to several advantages of thorium used. Besides of consideration that thorium reserve in the world is high (about 3 times higher than uranium reserves), the use of thorium based fuel will also decrease the amount of radioactive waste, nuclear properties of U-233 is better than U-235 and Pu-239 in the thermal reactor. Use of thorium based nuclear fuel is hoped useful for keep nuclear energy sustainability and safeguard of nuclear weapon.  Object of this study is analizing the thorium potency as alternative nuclear fuel for NPP in viewpoint of thorium reserves aspect and thorium separation process from monazit or from reprocessing of spent fuel. Study is conducted by assess several references. Result ofthis study is hoped to be valuable  for nuclear fuel researcher to developing thorium based fuel. Result of this study mentioned that thorium is distributed in earth’s crust as ores or minerals. Mineral with highest thorium is  thorium fosfat rare earth, monazit (Ce-La-Y) containing about 12% ThO2, however, it containing ThO2 average about 6-7%. The world’sthorium resources is 5.385.000 ton and the highest thorium resurces is 846.000 ton (16%) in India. Thorium-232 is fertlematerial which is better than U-238, because neutron absorbed cross section of Th-232 in thermal spectrum is 3 times  higherthan U-238 where is  Th-232 (7.4 barns) and U-238 (2.7 barns). While, there are 2 processes of thorium extraction,namelyopening acid dan opening alkali and thorium recovery from thorium based nuclear spent  fuel  is used  thorex.Keywords: potency, thorium, fuel, reserves, uranium
MEKANISME REAKSI ASAM BORAT DENGAN PRODUK RADIOLISIS AKIBAT RADIASI SINAR-GAMMA PADA TEMPERATUR 25oC Sunaryo, Geni Rina
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 14, No 2 (2012): Desember 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

elah dilakukan simulasi yang bertujuan untuk memahami mekanisme reaksi antara asam borat (H3BO3) yang ditambahkan kedalam air pendingin primer PWR dengan produk radiolisis akibat radiasi dengan sinar- pada temperatur 250C. Simulasi dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak ‘Facsimile’ yang berbasis kinetika reaksiyang berkelanjutan.  Sebagai masukan adalah set reaksi kimia yang terdiri dari 61 jenis reaksi dengan konstanta kecepatan reaksinya, nilai-G spesi radiolisis akibat radiasi sinar-, laju dosis 10 dan 104 Gy/s, konsentrasi awal oksigen yang berhubungan dengan sistem aerasi (0,25M), deaerasi dankonsentrasi asam borat hingga konsentrasi 1M.  Luaran di program berupa seri perubahan konsentrasi vs waktu iradiasi.  Data luaran kemudian diolah menggunakan perangkat pembuat grafik ‘Origin’.  Validasi dilakukan dengan membandingkannya dengan hasil simulasi sebelumnya.  Hasilvalidasi menunjukkan perbedaan yang tidak signifikan, sehingga diputuskan bahwa set reaksi sekarang adalah valid.  Penambahan asam borat menekan konsentrasi oksigen secara signifikan. Hubungan kenaikan logaritmik penambahan konsentrasi H3BO3 vs produk oksigen menunjukkan hubungan linear yang menurun.  Dari hasil simulasi dapat dipahami bahwa penambahan H3BO3 tidak hanya mengatur reaktivitas neutron pada temperatur 250C tetapi juga memberikan imbas positif didalam menekan konsentrasi produk oksigen yang memegang peran penting di dalam proses korosi.Kata kunci: radiolisis, sinar-, larutan H3BO3, facsimileABSTRACTSimulation to understanding the reaction mechanism between boric acid that is being added into the PWR primary water and radiolysis products under -rays irradiation at 25oC was done.  Simulation has been done by using ‘Facsimile’ software based on cont inuing kinetic reaction.  As inputs are set reactions that consist of 61 reactions, G-values under –rays irradiation, doserate of 10 and 104  Gy/s, initial concentration of oxygen for aeration (0.25M) and deaeration, and boric acid up to 1M.  Outputs are series of concentration vs irradiation time.  The putput data is being analysed by plotting them into graph by using ‘Origin’.  Validation was done by comparing the results with the previous work.  From validation, it is know that the set reaction that is being used does not give any significant difference, then dicided that the set reactions used is valid.  The relation between concentration of boric acid and oxygen concentration logarithmically is linearly decrease.  From thesimulation, it can be understood either that the addition of H3BO is not only for controlling the neutron reactivity but also give positive effect on suppressing the oxygen concentration that play role on corrosion process.Keywords: radiolyses, -ray, H3BO3, facsimile

Page 1 of 36 | Total Record : 356


Filter by Year

1999 2019