cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
jurtdm@batan.go.id
Editorial Address
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nukir (PTKRN) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Gedung 80 Kawasan Puspiptek Setu - Tangerang Selatan Banten - Indonesia (15310)
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : 1411240X     EISSN : 25279963     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
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.
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010" : 5 Documents clear
VERIFIKASI MODEL KONDENSASI PADA RELAP5/SCDAPSIM/MOD 3.4 Surip Widodo
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 (418.507 KB)

Abstract

RELAP5/SCDAPSIM /MOD3.4 merupakan salah satu program komputer yang sering digunakan untuk menganalisis sistem keselamatan reaktor nuklir. Untuk mengetahui keakuratan program komputer ini dalam memprediksi koefisien perpindahan kalor kondensasi uap yang tercampur dengan gas tak-dapat terkondensasi, maka perlu dilakukan verifikasi model kondensasi yang ada di dalam program komputer tersebut. Verifikasi dilakukan dengan cara membandingkan prediksi nilai koefisien perpindahan panas kondensasi RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 dengan nilai yang didapat dari hasil eksperimen. Perbandingan dilakukan dengan cara mensimulasikan fasilitas eksperimen PCCS ke dalam model input untuk RELAP5. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa model kondensasi pada RELAP5 memprediksi koefisien perpindahan kalor kondensasi lebih rendah 20% dibandingkan dengan nilai hasil eksperimen walaupun mempunyai kecenderungan yang sama. Oleh karena itu diperlukan korelasi kondensasi yang lebih baik untuk diterapkan pada RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 guna memperbaiki nilai koefisien perpindahan kalor kondensasi uap yang tercampur dengan gas tak-dapat terkondensasi.Kata kunci: model kondensasi, perpindahan kalor, tak-dapat terkondensasi, RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4, fasilitas eksperimen PCCS. RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 is one of computer programs that is often used for performing nuclear reactor safety system analysis. In order to know the accuracy of this computer program in predicting condensation heat transfer coefficient of vapor mixed with non-condensable gas, it is necessary to perform verification of the condensation model in the computer program. The verification is done by comparing prediction of condensation heat transfer coefficient value of RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 with condensation heat transfer coefficient value of experiment result.. The comparison was done by performing simulation PCCS experiment facility into RELAP5 input model. The verification results indicate that RELAP5’s condensation model predicts lower condensation heat transfer coefficient by 20 % compared to the experiment result although has the same tendency. Therefore, a new better condensation correlation is needed to be applied in the RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4 to improve the heat transfer coefficient value of vapor with noncondensable gases. Keywords: condensational model, heat transfer, non-condensable, RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4, PCCS experiment facility
ANALISIS KEJADIAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) BERDASARKAN SKENARIO MIHAMA UNIT 2 Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo
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 (560.394 KB)

Abstract

Pada tanggal 9 Februari 1991, terjadi kecelakaan putusnya pipa pemanas pembangkit uap (Steam Generator Tube Rupture/SGTR) pada PLTN Mihama Unit 2. Dari kejadian tersebut, diperoleh catatan sekuensi kecelakaan berupa aktuasi sistem proteksi dan fitur keselamatan terekayasa dalam memitigasi kebocoran dari sistem primer ke sistem sekunder. Urutan sekuensi tersebut kemudian diterapkan pada PWR standar Jepang untuk disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.2. Tujuannya untuk mengevaluasi konsekuensi yang terjadi bila kecelakaan tersebut terjadi pada PWR standar Jepang. Parameter yang dibandingkan adalah laju alir kebocoran, perubahan tekanan primer dan sekunder dan perubahan level di dalam pressurizer. Hasil simulasi menunjukkan perbedaan lama waktu kejadian SGTR hingga berhentinya kebocoran yang berlangsung lebih pendek pada PWR standar Jepang. Selain itu jumlah pendingin primer yang bocor dan jumlah uap yang terlepas dari MSRV tercatat lebih besar daripada PWR Mihama unit 2. Karakter aliran kebocoran, fluktuasi tekanan primer, dan level pressurizer sedikit berbeda pada tahap-tahap awal kejadian, namun relatif sama pada tahap akhir ketika aliran kebocoran dapat dihentikan. Hasil simulasi juga menunjukkan perlunya tindakan operator secara manual yang ditunjukkan dari isolasi sistem air umpan bantu (AFW) pada pembangkit uap yang bocor, aktuasi katup pelepas uap (MSRV) pada pembangkit uap yang utuh dan aktuasi auxiliary spray dan power operated relief valve (PORV) pada pressurizer untuk mengantisipasi kejadian sebagai bagian dari prosedur operasi darurat.Kata kunci: SGTR, PWR Mihama Unit 2, PWR standar Jepang On February 9,1991, a Steam Generator Tube Rupture (SGTR) took place at the Mihama Unit No. 2. From that event, the accident sequence representing the actuation of protection system and engineered safety feature to mitigate the leak from primary system to secondary system is recorded. That sequence is then applied on the Japanese standard PWR to be simulated using RELAP5/SCDAP/Mod3.2 thermal-hydraulic code. The purpose is to compare consequences resulted if this accident is occurred on the Japanese standard PWR. Parameter compared are break mass flow, fluctuation of primary and secondary pressure, and fluctuation of pressurizer level. The simulation result shown that the difference in the time duration from the initiation of rupture up to the leak termination, which takes place in shorter duration on the standard Japanese PWR. It is also shown that the total amount of the primary coolant leaked through the break nozzle to the secondary system that calculated is bigger than on the Mihama unit 2. The character of break mass flow, fluctuation of the primary system and level of pressurizer is slightly different in the beginning of the event, but is in similar trend in the end of event as the break flow is terminated. The simulation result also shows the necessity of operator action to manually isolate the auxiliary feedwater system in the affected steam generator, to actuate the main steam relief valves in the intact steam generator, and to actuate the auxiliary spray and power operated relief valve on pressurizer to anticipate the event as part of the emergency operating procedures. Keywords: SGTR, Mihama Unit 2,standard Japanese PWR
PENGARUH DAYA DAN DURASI OPERASI REAKTOR TERHADAP KONSENTRASI 3H DAN 14C DI AIR SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS Pande Made Udiyani; Subiharto Subiharto; L. Nugroho
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 (426.907 KB)

Abstract

Telah dilakukan penelitian terhadap pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS. Keberadaan nuklida 3H dan 14C di dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS merupakan hasil produk fisi dan aktivasi. Nuklida radioaktif ini mempunyai potensi bahaya radiasi interna dan eksterna, karena mempunyai umur paro yang panjang yaitu 12,26 tahun untuk 3H dan 5568 tahun untuk 14C, sehingga mempunyai dampak radiologis yang sangat berarti. Analisis dan pengukuran contoh cuplikan air pendingin primer dilakukan dengan menggunakan alat LSC (Liquid Scintillation Counter). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi nuklida 3H dan 14C dalam air sistem pendingin primer, korelasi konsentrasi kedua nuklida dengan komponen sistem reaktor yang berkaitan dengan penuaan komponen, dan estimasi penerimaan radiasi terhadap pekerja radiasi di reaktor RSG-GAS dalam kaitan dengan keselamatan daerah kerja dan keselamatan personil. Hasil penelitian menunjukkan bahwa besarnya konsentrasi 3H dan 14C di air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS sebanding dengan daya yang dibangkitkan dan durasi operasi reaktor. Pertambahan konsentrasi 3H dan 14C di kolam reaktor RSG-GAS yang pesat setelah lima tahun pertama operasi reaktor diperkirakan karena intensitas pengoperasian reaktor yang tinggi, dan adanya proses akumulasi nuklida yang mempunyai umur paro yang panjang. Hasil penelitian ini dapat dimanfaatkan untuk mengkaji keselamatan operasi reaktor, keselamatan personil, keselamatan kerja, dan proses penuaan reaktor.Kata kunci : air pendingin primer, 3H, 14C, reaktor RSG-GAS The influence of reactor power and operation duration on concentration of 3H and 14C in primary coolant water system RSG-GAS reactor has been studied. The existence of nuclides 3H and 14C in primary coolant system RSG-GAS reactor is a result of fission product and activation. These nuclides have potential internal and external radiation hazard, due to long half life i.e. 12,26 years and 5568 years for 3H and 14C respectively, so that will have significant radiological impact. Analysis and water sample measurement of the primary coolant system has been done by using LSC (Liquid Scintillation Counter). The objective of this research is to study the influence of reactor power and its operation duration to 3H and 14C concentration in coolant system, the correlation of these nuclide concentration with reactor system related to the component ageing, and estimation of receiving RSG-GAS reactor worker radiation for safety in working area and personnel safety. The results showed that 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor are proportional to the reactor power and its operation time duration. The fast increasing of 3H and 14C concentration in RSG-GAS reactor primary coolant system after the first five years operation might be caused by high intensity of reactor operation, and the accumulation of long half life nuclides. The results of this research can be used to study the reactor operation safety, personnel and working area safety, and also to study the reactor ageing process. Keywords: primary water reactor, 3H, 14C, RSG-GAS reactor
PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr(n,n) Syafarudin Syafarudin
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 (534.92 KB)

Abstract

Perhitungan tampang lintang reaksi tumbukan neutron dengan target nuklida 94Zr telah dilakukan menggunakan model hampiran Born – gelombang Tererot DWBA dan kod DWUCK-4. Parameter potensial model optik OMP (optical model potential) yang digunakan adalah menurut versi Becchetti-Greenlees, Rapaport dan Walter-Guss. Dari perhitungan diperoleh spektrum tampang lintang total dengan rentang energi tumbuk 1-35 MeV, dan spektrum tampang lintang distribusi energi pada level energi tumbuk 15 MeV. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa ketiga OMP memberikan rekomendasi tampang lintang yang senada baik untuk kurva reaksi elastik (n,n) maupun inelastik (n,n’). Dari perhitungan spektrum tampang lintang distribusi energi diketahui bahwa kesemua versi OMP memberikan harga tampang lintang maksimum reaksi 94Zr(n,n), En = 15 MeV pada kisaran energi hambur yang sama, yaitu 7-8 MeV.Kata kunci: Perhitungan tampang lintang reaksi nuklir, DWBA, OMP, tumbukan neutron, hamburan neutron   The calculation of cross section for neutron and 94Zr nuclide collision has been done using the DWBA model and DWUCK-4 code. The optical model potential (OMP) parameters used for the calculation were based on the Becchetti-Greenlees, Rapaport as well as Walter-Guss versions. A Spectrum of total cross section has been resulted with incoming energy range of 1-35 MeV, and a spectrum of energy distribution of cross section has been resulted at the incoming energy of 15 MeV. The calculation result shows that the three OMPs give similar recommendations on cross section for the elastic reaction (n,n) curve, as well as inelastic reaction (n,n’). It is understood from the calculated energy distribution of cross section, that all those OMPs indicate the maximum cross section for the 94Zr(n,n) reaction, En = 15 MeV at almostly the same outgoing energy level, i.e. 7-8 MeV. Keywords: Nuclear reaction cross section calculation, DWBA, OMP, neutron collision, neutron scattering
ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW Sri Kuntjoro
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

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2010 2010


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 25, No 2 (2023): June 2023 Vol 25, No 1 (2023): February 2023 Vol 24, No 3 (2022): October 2022 Vol 24, No 2 (2022): June 2022 Vol 24, No 1 (2022): February (2022) Vol 23, No 3 (2021): October (2021) Vol 23, No 2 (2021): June 2021 Vol 23, No 1 (2021): FEBRUARY 2021 Vol 22, No 3 (2020): OCTOBER 2020 Vol 22, No 2 (2020): June 2020 Vol 22, No 1 (2020): February 2020 Vol 21, No 3 (2019): October 2019 Vol 21, No 2 (2019): JUNI 2019 Vol 21, No 1 (2019): February 2019 Vol 20, No 3 (2018): Oktober 2018 Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018 Vol 20, No 1 (2018): Februari 2018 Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 18, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 18, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 18, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 17, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 17, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 17, No 1 (2015): Pebruari 2015 Vol 16, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 16, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 16, No 1 (2014): Pebruari 2014 Vol 15, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 15, No 1 (2013): Pebruari 2013 Vol 14, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 14, No 1 (2012): Pebruari 2012 Vol 13, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 13, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 13, No 1 (2011): Pebruari 2011 Vol 12, No 3 (2010): Oktober 2010 Vol 12, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 12, No 1 (2010): Pebruari 2010 More Issue