Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Seminar Nasional Informatika (SEMNASIF)
Elfrida Saragi
Unknown Affiliation
Computer Science & IT Decision Sciences, Operations Research & Management Earth & Planetary Sciences Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Industrial & Manufacturing Engineering Social Sciences

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

 1 
ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR Elfrida Saragi; Roziq Himawan
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (962.64 KB) | DOI: 10.17146/sigma.2017.21.1.3613

Abstract

ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Bagian utama di dalam PLTN tipe Pressure Water Reactor (PWR) adalah bejana tekan dan sistem pendingin reaktor. Bejana tekan reaktor sering mendapatkan beban termal, radiasi, tekanan dan kemungkinan korosi. Salah satu masalah di dalam sistim keamanan suatu PLTN adalah, bejana tekan harus mampu menahan tegangan akibat beban termal. Oleh karena itu kajian tentang integritas struktur dari bejana tekan perlu dikaji sehingga integritas struktur dapat dijaga selama umur pa-kainya. Salah satu kajian tentang integritas struktur adalah analisis struktur yang ditinjau berdasarkan tegangan dengan cara menvariasikan beban termal. Penyelesaian masalah menggunakan simulasi komputasi elemen hingga dengan perangkat lunak MSC-NASTRAN. Simulasi komputasi menggunakan data bejana tekan reaktor AP1000. Tujuan dari penelitian ini adalah melakukan ana-lisis struktur berdasarkan tegangan akibat beban termal. Analisis tegangan akibat beban termal dil-akukan pada dinding bejana tekan. Hasil simulasi komputasi menunjukkan bahwa pengaruh perbe-daan temperatur inlet dan outlet yang besar akan meningkatkan tegangan termal. Pada kondisi tem-peratur di inlet dan outlet sebesar 427 oC dan 250 oC diperoleh tegangan termal sebesar 248 MPa. Hasil analisis tegangan termal pada kondisi ini masih aman karena besar tegangan yang diizinkan sebesar 1/3 dari nilai tensile strength material.Kata kunci: dinding bejana tekan, tegangan-termal, Code MSC-NASTRAN, PWR
APLIKASI MSC PATRAN UNTUK PENENTUAN RENTANG MAKSIMUM PENYANGGA PIPA PRIMER REAKTOR AP1000 Elfrida Saragi; Abdul Hafid; Geni Rina Sunaryo
Jurnal Pengembangan Energi Nuklir Vol 17, No 1 (2015): Juni 2015
Publisher : Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jpen.2015.17.1.2613

Abstract

ABSTRAK APLIKASI MSC PATRAN UNTUK PENENTUAN RENTANG MAKSIMUM PENYANGGA PIPA PRIMER REAKTOR AP1000. Penyangga pipa digunakan antara lain untuk menjaga agar pipa tidak membebani komponen dan mencegah terjadinya lendutan yang berlebihan. Penentuan posisi penyangga pipa ditetapkan oleh beberapa faktor, seperti adanya katup, adanya belokan pipa dan jarak antara dua komponen utama reaktor yaitu tangki reaktor dan pembangkit uap.Untuk transpor panas dari tangki reaktor ke pembangkit uap digunakan pipa hotleg. Tujuan penelitian ini adalah untuk dapat menentukan batas jarak penyangga yang baik dan sudut belok pipa pada pipa primer reaktor daya AP1000 berdiameter 37,5inchi diameter luar dan 31 inchi diameter dalam. Metode analisis yang digunakan adalah metode komputasi dengan pemodelan menggunakan software MSC Patran.Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semakin jauh jarak penyangga pipa maka besar lendutan yang terjadi makin besar.Nilai maksimal yang cukup baik dan sesuai standar ASME adalah pada jarak 5 m dengan sudut belok pipa 45 derajat.Pada jarak tersebut defleksi maksimumyang terjadi sebesar 1.76 cm dan tegangan tekuk sebesar 2.06 MPa. Kata kunci: Tegangan tekuk, Defleksi, Penyangga pipa, Hotlegreaktor AP1000. ABSTRACT APPLICATION OF MSC-PATRANTO DETERMINE THE MAXIMUM RANGE SUPPORT OF PRIMARY PIPES NUCLEAR REACTOR AP1000. Pipe supports used among others, to keep the pipes from overloding the components and prevent excessive deflection. The position of the pipe support is determined by several factors, such as the presence of valves, pipe bends and the distance between the two main components of reactor. Heat transport from reactor tank to the steam generatorare performed using hotleg pipe. The purpose of this study was to determine a safe support distance limit and the angle of the pipe turn and bendingon the primary pipe of AP1000 power reactor with the outer pipe diameter of 37.5 inches, and the inner diameter of the pipe is 31 inches.The analytical method used is the computational modeling methodsusing the MSC Patran software. The calculation resultsshow that the greater the distance of the pipe support, then deflection occurs is greater. The maximum value that is quite good, andin accord to ASME standards is at a distance of 5 meter and the angle of pipe turn is 45 degree. At that distance, the maximum deflection occurs is 1.76 cm and bending stress is 2.06 MPa. Keywords: Deflection, Bending stress, Support pipes, Hotleg reactor AP1000.
PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi
Seminar Nasional Informatika (SEMNASIF) Vol 1, No 3 (2013): Computation And Instrumentation
Publisher : Jurusan Teknik Informatika

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

Abstract

Perhitungan resonansi pada bahan bakar reaktor adalah sangat penting karena menyangkut pada keselamatan reaktor.  Pada bahan bakar reaktor terjadi proses reaksi fisi dan fusi.  Jika neutron menumbuk suatu partikel maka akan terjadi reaksi penangkapan dan penyerapan neutron dan resonansi akibat tumbukan dan mengakibatkan terjadi peningkatan suhu dan energi.  Jika suhu semakin tinggi maka diharapkan resonansi absorbsi akan semakin besar ataupun tetap karena meningkatnya suhu, penurunan nilai puncak dan memperluas rentang energi tetapi nilai penurunan hasil cross section dalam penurunan depresi pada fluks neutron di wilayah resonansi. Dalam hal ini diharapkan resonansi absorbsi harus dapat menangkap reaksi yang ditimbulkan karena peningkatan penyerapan penampang dengan suhu bahan bakar meningkat dan hasil resonansi ini akan digunakan untuk menentukan koefisien reaktivitas Doppler. Perhitungan resonansi ini menggunakan VSOP dengan data nuklir menggunakan Gam Lib dan Termal lib dan data inputan menggunakan contoh inputan dari VSOP untuk bahan bakar HTGR (Hight Temperature Gas Reactor) berbentuk bola dengan bahan bakar UO2 dengan pengkayaan 10 % dan  inputan suhu adalah 293 K.  Hasil perhitungan ini diperoleh harga total resonansi integral sebesar 8.19008, integral resonansi sebesar 8.13796 dengan koreksi sebesar 0.521285.
Co-Authors Abdul Hafid Geni Rina Sunaryo Roziq Himawan