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 14, No 2 (2012): Juni 2012" : 5 Documents clear
ANALISIS PENGENDALIAN DAYA REAKTOR PCMSR DENGAN LAJU ALIR PENDINGIN Iqbal Syafin Noha; Andang Widiharto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (658.993 KB)

Abstract

Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari Molten Salt Reactor (MSR) yang memiliki karakter berbeda dengan lima reaktor generasi IV lainnya, yaitu menggunakan bahan bakar leburan garam. Pada reaktor MSR, garam lebur tidak digunakan sebagai pendingin tetapi digunakan sebagai medium pembawa bahan bakar. Dengan fase bahan bakar yang berupa garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4, maka dapat dilakukan pengendalian daya dengan mengatur laju aliran bahan bakar dan pendingin. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh perubahan laju alir pendingin terhadap daya reaktor PCMSR. Analisis dilakukan dengan empat jenis masukan untuk perubahan laju alir pendingin, yaitu masukan step, ramp, eksponensial, dan sinusoidal. Untuk masukan step, laju alir pendingin dibuat berubah secara mendadak. Selanjutnya untuk masukan ramp dan eksponensal, perubahan laju alir masing-masing dibuat perlahan secara linear dan mengikuti fungsi eksponensial. Kemudian untuk masukan sinusoidal, laju alir berubah naik turun secara periodik dengan memvariasikan frekuensi dari perubahan laju alir tersebut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa penurunan laju alir pendingin sebesar 50% dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada reaktor PCMSR turun sebesar 63% dari daya sebelumnya. Jika terjadi fluktuasi laju aliran pendingin, maka semakin cepat perubahan tersebut, maka respon daya yang diberikan semakin kecil. Pada frekuensi yang sangat cepat, daya reaktor menjadi konstan dan cenderung tidak memiliki respon terhadap laju aliran. Hal ini merupakan salah satu aspek keselamatan reaktor, karena reaktor tidak merespon perubahan yang terlalu cepat. Kemampuan reaktor mengatur daya menyesuaikan laju aliran pendingin merupakan aspek keselamatan lainnya.Kata kunci : PCMSR, pengendalian daya, laju alir pendingin, uji respon Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) is the development of Molten Salt Reactor (MSR) which has different character from other five generation IV reactors, it uses molten salt as fuel. In MSR, the molten salt is not used as coolant but it is used as fuel medium carrier. Due to fuel phase in the form of molten salt of LiF-BeF2-ThF4-UF4, then the power control can be done by controlling fuel and coolant flow rate. The goal of this study is to know the effect coolant flow rate change toward PCMSR power. The analysis examined four kinds of coolant flow rate change input, those are step, ramp, exponential, and sinusoidal input. For the step input, the coolant flow rate was changed suddenly. For the ramp input, the flow rate was changed linearly. In the exponential input, the flow rate is increased and decayed following exponential function. In the sinusoidal input, the flow rate experienced fluctuate change periodically by frequency variation of the flow rate. The result of the study showed that 50% of coolant flow rate decreasing causes 63% of PCMSR power decreasing from the previous power. If a fluctuate change occur in the coolant flow rate, the higher fluctuate change (frequency) of the coolant flow rate, the less power response given. At a very fast frequency, the reactor power becomes constant and tends not to respond the flow rate. The the one of the reactor safety aspect due to the reactor will not response very fast changes. The ability of the reactor to ajust its power follow the coolant flow rate is the other safety aspect. Keywords : PCMSR, power control, coolant flow rate, test response
ANALISA PENGARUH SUHU AWAL PELAT PANAS PADA PROSES QUENCHING CELAH SEMPIT REKTANGULAR M. Hadi Kusuma; Mulya Juarsa; Anhar Riza Antariksawan; Nandy Putra
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (369.145 KB)

Abstract

Pemahaman terhadap manajemen termal apabila terjadi suatu kecelakaan parah reaktor nuklir seperti melelehnya bahan bakar dan teras reaktor, menjadi prioritas utama untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor. Dengan demikian hasil lelehan bahan bakar dan teras reaktor (debris) tidak keluar dari bejana tekan reaktor dan mengakibatkan dampak lain yang lebih besar ke lingkungan. Salah satu cara yang dilakukan untuk menjaga integritas bejana tekan reaktor adalah dengan melakukan pendinginan terhadap panas berlebih yang dihasilkan akibat dari kecelakaan tersebut. Untuk mempelajari dan mendapatkan pemahaman mengenai hal tersebut, maka dilakukan penelitian mengenai pengaruh suhu awal pelat panas dalam proses quenching (pendinginan secara tiba-tiba) celah sempit rektangular. Penelitian difokuskan pada penentuan suhu rewetting dari pendinginan pelat panas dengan suhu awal pelat 220 0C, 400 0C, dan 600 0C dengan laju aliran air pendingin 0,2 liter/detik. Eksperimen dilakukan dengan menginjeksikan air pada laju aliran 0,2 liter/detik pada suhu air pendingin 85 0C ke dalam celah sempit rektangular. Data hasil pengukuran digunakan untuk mengetahui suhu rewetting yang terjadi pada pendinginan pelat panas tersebut. Tujuannya adalah untuk memahami pengaruh suhu awal pelat panas terhadap rewetting pada proses quenching di celah sempit rektangular. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa titik rewetting pada pendinginan pelat panas 220 0C, 400 0C, dan 600 0C terjadi pada suhu rewetting yang berbeda-beda. Pada suhu awal pelat panas 220 0C, suhu rewetting terjadi pada 220 0C yaitu langsung ketika air dilewatkan melalui celah sempit rektangular. Pada suhu awal pelat panas 400 0C, suhu rewetting terjadi pada 379,51 0C. Dan pada suhu awal pelat panas 600 0C, suhu rewetting terjadi pada 426,63 0C. Perbedaan suhu awal pelat panas yang sangat signifikan menyebabkan terjadinya perubahan sifat fisik benda uji, berbedanya rejim pendidihan yang dialami oleh fluida yang melewati celah sempit, perubahan nilai kalor spesifik bahan, perubahan nilai konduktifitas termal, dan perbedaan suhu wall superheated-nya. Perubahan-perubahan yang terjadi tersebut menyebabkan peningkatan suhu rewetting seiring dengan kenaikan suhu awal pelat panas.Kata kunci: rewetting, quenching, celah sempit, keselamatan nuklir The understanding about thermal management in the event of a severe accident such as the melting nuclear reactor fuel and reactor core, became a priority to maintain the integrity of reactor pressure vessel. Thus the debris will not out from the reactor pressure vessel and resulting impact of more substantial to the environment. One way to maintain the integrity of the reactor pressure vessel was cooling of the excess heat generated due to the accident. Toget understanding of this aspect, the research focused on the effect of the initial temperature of the hot plate in the rectangular narrow gap quenching process. The initial temperature effect on quenching process is related to cooling process (thermal management) when the occurrence of a nuclear accident due to loss of coolant accident or severe accident. In order to address the problem, it is crucial to conduct research to get a better understanding of thermal management regarding to nuclear cooling accident. The research focused on determining the rewetting temperature of hot plate cooling on 220 0C, 400 0C, and 600 0C with 0.2 liters/sec cooling water flowrate. Experiments were carried out by injecting 85 0C cooling water temperature into the narrow gap at flowrates of 0.2 liters/sec. Data of transient temperature measurements were recorded using a data acquisition system in order to know the rewetting temperature during the quenching process. This study aims to understand the effect of hot plate intial temperature on rewetting during rectangular narrow gap quenching process. The results obtained show that the rewetting point on cooling the hot plate 220 0C, 400 0C and 600 0C occurs at varying rewetting temperatures. At 220 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 220 0C. At 400 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 379.51 0C. At 600 0C hot plate initial temperature, the rewetting temperature occurs on 426.63 0C. Significant differences of hot plate initial temperature leads to changes in physical properties of material, different boiling regimes occurs when fluid passing through a narrow gap, changes on specific heat of material, changes on thermal conductivity of material, and the differences of wall superheated temperature. Rewetting temperature will increase due to increasing on hot plate initial temperature. Keywords: rewetting, quenching, narrow gap, nuclear safety
PENENTUAN KOEFISIEN DISPERSI ATMOSFERIK UNTUK ANALISIS KECELAKAAN REAKTOR PWR DI INDONESIA Pande Made Udiyani; Surip Widodo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (949.259 KB)

Abstract

Atmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3.Kata kunci: koefisien dispersi, atmosferik, PWR, kecelakaan, Indonesia The atmosphere is an important pathway in the migration of radionuclides transport from the Nuclear Power Plant (NPP) to the environment and humans. The dose accepted in the environment and humans is influenced by the sourceterm and NPP siting condition. Distribution of radionuclides in the atmosphere is determined by the dispersion coefficient. To find the environment dose acceptance for nuclear power plants in Indonesia, it is necessary to map the dispersion coefficient for Indonesia potential siting Model calculations in this study using Segmented plume model, which a model that is applied to the ATMOS and CONCERN module of PC-Cosyma software. The calculation has done for PWR 1000 MWe with UO2 fuel, DBA accident postulations, roughnes site conditions, for 8 example site such as Muria Peninsula, Coastal Banten, and the C, D, E, and F stability. Dispersion coefficient was calculated for the 8 fission product groups are: the noble gases, lanthanides, noble metals, halogens, alkali metals, tellurium, cerium, and strontium & barium groups. Input calculation using the program package Origen-2 and Arc View for the preparation of input calculations. The results of the dispersion parameter calculated are: the average maximum is obtained at a distance of 800 m radius from the source, for noble metals, alkali metal and cerium group nuclides. Dispersion parameters for maximum at Muria site is 1.53E-04 s/m3, Serang site is 1.40E-03 s/m3, site with stability C is 1.72E-04 s/m3, stability D is 1.40E-04 s/m3, stability E is 1.07E-04 s/m3, and site with the stability F is 2.14E-05 s/m3. Keywords: dispersion coefficient, atmospheric, PWR, accident, Indonesia
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP Amir Hamzah
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (490.952 KB)

Abstract

Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 Mwe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30% dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan.Kata kunci: PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP. In order to meet the first nuclear power plant in Indonesia, it has been conducted a study and analysis of various aspects of reactor technology. The purpose of this study was to determine the neutron dose rates at the outside of biological shield of NPP PWR 1000 MWe reactor that is a part of the activities described above. The analysis data of radiation dose rate at a specific position is needed to show the level of radiation exposure in those positions. Analysis neutron dose rate is determined based on the results of the analysis of neutron flux. Analysis of flux and neutron spectrum in the reactor core of 1000 MWe PWR performed using MCNP program. The calculation model performed in 9 zones: reactor core, water, baffle, water, barrel, pressure vessel, concrete and the outside air. Determination of the distribution of neutron flux and spectra made to the radial direction to the outside of concrete shield with an accuracy between 10% to 30% in each energy group of 1 and 50 groups. The analysis results of neutron dose rate at the surface of the reactor biological shield of 1000 MWe PWR reactor at full power condition is lower than safety limit value. In terms of neutron radiation exposure, it can be concluded that the two meter thick concrete radiation shielding meets the safety requirements. Key words: PWR NPP, neutron flux, shielding, neutron dose rate, MCNP.
VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo; Susyadi Susyadi; D.T. Sony Tjahyani; Hendro Tjahjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 14, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (590.516 KB)

Abstract

AP1000 adalah reaktor daya PWR maju dengan daya listrik 1154 MW yang didesain berdasarkan kinerja teruji dari desain PWR lain oleh Westinghouse. Untuk mempersiapkan peran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir sebagai suatu Technical Support Organization (TSO) dalam hal verifikasi keselamatan, telah dilakukan kegiatan verifikasi keselamatan untuk AP1000 yang dimulai dengan verifikasi kecelakaan kegagalan pendingin sekunder. Kegiatan dimulai dengan pemodelan fitur keselamatan teknis yaitu sistem pendinginan teras pasif yang terdiri dari sistem Passive Residual Heat Removal (PRHR), tangki core makeup tank (CMT), dan tangki In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). Kecelakaan kegagalan pendingin sekunder yang dipilih adalah hilangnya aliran air umpan ke salah satu pembangkit uap yang disimulasikan menggunakan program perhitungan RELAP5/SCDAP/Mod3.4. Tujuan analisis adalah untuk memperoleh sekuensi perubahan parameter termohidraulika reaktor akibat kecelakaan dimana hasil analisis yang diperoleh divalidasi dan dibandingkan dengan hasil analisis menggunakan program perhitungan LOFTRAN di dalam dokumen desain keselamatan AP1000. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa kejadian hilangnya suplai air umpan tidak berdampak pada kerusakan teras, sistem pendingin reaktor, maupun sistem sekunder. Penukar kalor PRHR telah terverifikasi kemampuannya dalam membuang kalor peluruhan teras setelah trip reaktor. Hasil validasi dengan dokumen pembanding menunjukkan kesesuaian pada sebagian besar parameter termohidraulika. Secara umum, model PWR maju yang dilengkapi dengan sistem pendinginan teras ciri pasif yang telah dikembangkan tetap selamat ketika terjadi kecelakaan kehilangan aliran pendingin sekunder.Kata kunci: Verifikasi, hilangnya aliran air umpan, AP1000 AP1000 is a PWR power reactor with 1154 MW of electrical power that is designed based on the proven performance of the other Westinghouse PWR designs. To prepare the role of Center for Reactor Technology and Nuclear Safety as a Technical Support Organization (TSO) in terms of reactor safety verification, the verification activities have been carried out for the AP1000 that begins with failure of secondary coolant accident verification. The activity started with the technical safety features modeling such as passive core cooling system consisting of a Passive Residual Heat Removal system (PRHR), Core Makeup Tank (CMT), and In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). The failure of secondary coolant accident selected is the loss of main feedwater flow to one of the steam generator simulated using the calculation program RELAP5/SCDAP/Mod3.4. The objective of analysis is to obtain sequences of changes in the thermalhydraulic parameters in the reactor due to the selected event. Analysis results obtained are validated and compared with the analysis results using the calculation program LOFTRAN in the AP1000 safety design document. The verification results show that the loss of feed-water supply has no impact on core damage, the reactor coolant system, as well as secondary systems. The ability of heat exchanger PRHR has been verified to dissipate decay heat of the core after reactor trip. Validation with the AP1000 safety design document shows compliance on most thermal hydraulic parameters. In general, the advanced PWR model equipped with passive core cooling system that has been developed remains safe in the event of loss of secondary coolant flow accident. Keywords: Verification, loss of feed water flow, AP1000

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2012 2012


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