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 15, No 2 (2013): Juni 2013" : 5 Documents clear
TEKNIK AKTIVASI FOIL INDIUM UNTUK MENENTUKAN DISTRIBUSI NEUTRON TERMAL DALAM FANTOM PADAT DI BAWAH IRADIASI LINAC 15MV Risalatul Latifah; Johan A.E. Noor; Bunawas Bunawas
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (547.087 KB)

Abstract

Dewasa ini, penggunaan pesawat linear accelerator (linac) untuk kegiatan terapi pada penyakit kanker mulai intensif digunakan.Keuntungan utama linac dibanding dengan pesawat teleterapi adalah tidak lagi menggunakan sumber radioaktif serta memiliki variasi energi sehingga bisa disesuaikan dengan kebutuhan. Ketika sebuah pesawat linac dioperasikan di atas 10 MV, maka akan terjadi reaksi fotoneutron (γ,n) hasil dari interaksi energi sinar-X tinggi yang menumbuk material-material penyusun komponen pesawat linac seperti target, kolimator dan filter. Reaksi fotoneutron ini akan menghasilkan neutron. Pengukuran fluks neutron sangat penting untuk dilakukan terkait dengan keselamatan pada tindakan radioterapi dikarenakan emisi neutron ini merupakan radiasi sekunder yang akan menaikkan resiko kanker sekunder pada pasien akibat bertambahnya dosis radiasi yang diterima. Studi ini mengevaluasi fluks neutron yang dihasilkan oleh pesawat linac 15 MV menggunakan teknik aktivasi foil. Sebanyak 45 foil disisipkan dalam fantom padat yang diradiasi oleh linac untuk mengetahui besarnya fluks neutron terhadap fungsi kedalaman.Nilai yang didapat dimaksudkan untuk mengestimasi dosis tambahan untuk pasien ketika menjalani treatment menggunakan linac pada operasi di atas 10 MV. Dengan menggunakan hasil analisa spektrometer gamma dari foil indium yang teraktivasi, nilai fluks mengalami kenaikan seiring dengan bertambahnya kedalaman sampai pada 7 cm di bawah permukaan dengan nilai 2,6 x 106 ncm-2s-1 kemudian terus menurun seiring bertambahnya jarak. Pola ini terjadi karena adanya proses termalisasi neutron. Dengan menggunakan metode faktor konversi dosis neutron termal, maka diketahui dosis tambahan dari fluks neutron maksimum yang diterima pasien adalah 0,86 mSv/menit. Kontribusi dosis ini relatif kecil yaitu sebesar 0,1% dari dosis terapi.Kata kunci: Fluks neutron termal, LINAC, indium, fantom, aktivasi foil. Nowadays, using linear accelerator (LINAC) for therapeutic cancer activity intensively use. The advantages of linac compared to teletherapy plane are no longer using radioactive sources and have a variety of energy thus can be adapted to the needs . When a linac is operated above 10 MV , there will be a photoneutron reaction (γ,n) from the interaction of high X-rays energy striking the material components of linac such as target , collimator and filter. Photoneutron reaction will produce neutrons. Measurement of neutron flux is very important to the safety in the radiotherapy due to neutron emission is a secondary radiation that would increase the risk of secondary cancers in patients due to increasing the dose of radiation received . This study evaluated the neutron flux generated by the 15 MV linac using foil activation technique. The 45 foils inserted in a solid phantom irradiated by the linac to determine the neutron flux on the function of depth. This value will be used to estimate the additional dose to the patient while undergoing treatment using the linac operating above 10 MV. By using a gamma spectrometer analysis of the activated indium foil, flux values increase by adding depth of up to 7 cm below the surface with a value of 2.6 x 106 ncm-2s-1 and it would be decrease by increasing depth. This pattern occurs because the neutron thermalization process. By using the method of thermal neutron dose conversion factor, additional dose for maximum neutron flux that received by patients was 0.86 mSv/min. This dose contribution is relatively small, it is only 0.1 % of the therapeutic dose. Keywords: Thermal neutron flux, LINAC, indium, phantom, activation foil.
A CONCEPTUAL DESIGN OF NEUTRON COLLIMATOR IN THE THERMAL COLUMN OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR IN VITRO AND IN VIVO TEST OF BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY Nina Fauziah; Andang Widiharto; Yohannes Sardjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (447.309 KB)

Abstract

Studies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beam for IN VITRO and IN VIVO of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini research reactor by means of Monte Carlo N-Particle (MCNP) codes. Reactor within 100 kW of thermal power was used as the neutron source. The design criteria were based on recommendation from the International Atomic Energy Agency (IAEA). All materials used were varied in size, according to the value of mean free path for each material. MCNP simulations indicated that by using 5 cm thick of Ni as collimator wall, 60 cm thick of Al as moderator, 15 cm thick of 60Ni as filter, 2 cm thick of Bi as γ-ray shielding, 3 cm thick of 6Li2CO3-polyethylene as beam delimiter, with 1 to 5 cm varied aperture size, epithermal neutron beam with maximum flux of 7.65 x 108 n.cm-2.s-1 could be produced. The beam has minimum fast neutron and γ-ray components of, respectively, 1.76 x 10-13 Gy.cm2.n-1 and 1.32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.008, and maximum directionality of 0.73. It did not fully pass the IAEA’s criteria, since the epithermal neutron flux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm-2.s-1. Nonetheless, it was still usable with epithermal neutron flux exceeding 5.0 x 108 n.cm-2.s-1. When it was assumed that the graphite inside the thermal column was not discharged but only the part which was going to be replaced by the collimator, the performance of the collimator became better within the positive effect from the surrounding graphite that the beam resulted passed all criteria with epithermal neutron flux up to 1.68 x 109 n.cm-2.s-1.Keywords: design, collimator, epithermal neutron beam, BNCT, MCNP, criteria Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan radiasi netron epitermal untuk uji in vitro dan in vivo pada Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan program Monte Carlo N-Particle (MCNP). Reaktor pada daya sebesar 100 kW digunakan sebagai sumber neutron. Kriteria desain berdasar pada rekomendasi dari IAEA. Setiap material divariasikan ukurannya berdasarkan mean free path radiasi di dalam material tersebut. Simulasi MCNP menunjukkan bahwa dengan menggunakan 5 cm Ni sebagai dinding kolimator, 60 cm Al sebagai moderator, 15 cm 60 Ni sebagai filter, 2 cm Bi sebagai perisai sinar-γ, 3 cm 6Li2CO3-polietilen sebagai penahan radiasi neutron, pada variasi bukaan sebesar 1 sampai 5 cm, dihasilkan fluks neutron epitermalmaksimum sebesar 7,65 x 108 n.cm-2.s-1. Radiasi neutron epitermal tersebut memiliki komponen neutron cepat sebesar 1,76 x 10-13 Gy.cm2.n-1, komponen sinar-γ sebesar1,32 x 10-13 Gy.cm2.n-1, rasio neutron termal per netron epitermal sebesar 0,008, dan direksionalitas maksimum sebesar 0,73. Hasil ini masih tidak memenuhi seluruh kriteria IAEA, karena fluks netron epitermal kurang dari 1,0 x 109 n.cm-2.s-1. Meski demikian, radiasi netron epitermal tersebut masih dapat digunakan karena fluksnya melebihi 5,0 x 108 n.cm-2.s-1. Pada saat diasumsikan bahwa bagian kolom termal yang tersisa di luar daerah kolimator tetap berisi grafit seperti semula, hasil keluaran kolimator menjadi lebih baik dengan fluks neutron maksimum mencapai 1,68 x 109 n.cm-2.s-1. Kata kunci : desain, kolimator, radiasi neutron epitermal, BNCT, MCNP, kriteria
ANALISIS DISTRIBUSI KECEPATAN PENDINGIN DALAM ELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN METODE CFD UNTUK REAKTOR RISET RSG-GAS Muhammad Subekti; Muh. Darwis Isnaini; Endiah Puji Hastuti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (924.104 KB)

Abstract

Eksperimen pengukuran distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal elemen bakar reaktor riset RSG-GAS sulit dilakukan karena lebar celah yang sangat kecil dan terletak di dalam elemen bakar. Oleh karena itu diperlukan perhitungan untuk memprediksi distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal untuk mengkonfirmasi bahwa keberadaan handle tidak merusak distribusi kecepatan pendingin masuk ke dalam setiap subkanal. Perhitungan ini memerlukan metode CFD yang memperhatikan interior 3 dimensi. Perhitungan distribusi kecepatan pendingin dalam subkanal juga belum pernah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah melakukan investigasi distribusi kecepatan pendingin elemen bakar tipe pelat menggunakan metode CFD 3 dimensi untuk reaktor riset RSG-GAS. Penelitian ini juga sangat diperlukan sebagai bagian dari pengembangan desain termohidrolika elemen bakar untuk reaktor riset inovatif. Pemodelan menggunakan ½ model dalam perangkat lunak Gambit dan perhitungan menggunakan persamaan Turbulen dalam perangkat lunak FLUENT 6.3. Hasil perhitungan kecepatan pendingin tiga dimensi dalam subkanal menggunakan metode CFD lebih rendah sekitar 4,06% dari pada hasil perhitungan satu dimensi karena perhitungan satu dimensi mengabaikan keberadaan handle.Kata kunci: Aliran pendingin, elemen bakar, reaktor riset, kondisi tunak, CFD The measurement experiment for coolant-velocity distribution in the subchannel of fuel element of RSG-GAS research reactor is difficult to be carried out due to too narrow channel and subchannel placed inside the fuel element. Hence, the calculation is required to predict the coolant-velocity distribution inside subchannel to confirm that the handle presence does not ruin the velocity distribution into every subchannel. This calculation utilizes CFD method, which respect to 3-dimension interior. Moreover, the calculation of coolant-velocity distribution inside subchannel was not ever carried out. The research object is to investigate the distribution of coolant-velocity in plattyped fuel element using 3-dimention CFD method for RSG-GAS research reactor. This research is required as a part of the development of thermalhydraulic design of fuel element for innovative research reactor as well. The modeling uses ½ model in Gambit software and calculation uses turbulence equation in FLUENT 6.3 software. Calculation result of 3D coolant-velocity in subchannel using CFD method is lower about 4,06% than 1D calculation result due to 1D calculation obeys handle availability. Keywords: Coolant flow, fuel element, research reactor, steady state, CFD
EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI Rokhmadi Rokhmadi; Tukiran Surbakti
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (602.885 KB)

Abstract

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna (MPR) dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan daya yang relatif rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia usianya sudah tua semuanya. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif, disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada. Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain RRI sebagai salah satu persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh nilai koefisien reaktivitas teras RRI dengan konfigurasi teras setimbang yang optimal dengan konfigurasi teras 5×5 dan daya 20 MW, memiliki panjang operasi satu siklus lebih dari 40 hari. Perhitungan koefisien reaktivitas teras RRI dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi. Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL. Hasil pehitungan digunakan untuk melengkapi data desain konseptual teras yang menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat muat 235U sebesar 450 g, 550 g dan 700 g memiliki nilai koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, temperatur moderator, densitas moderator dan void semuanya negatif dan nilainya sangat bervariasi. Hal ini sudah memenuhi kriteria keselamatan desain konseptual teras RRI.Kata kunci: desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum, koefisien reaktivitas, WIMS, BATANFUEL The multipurpose of research reactor utilization make many countries build the new reserach reactor. Trend of this reactor for this moment is multipurpose reactor type with a compact core to get high neutron flux at the low or medium level of power. The research reactor in Indonesia right now is already 25 year old. Therefor, it is needed to design a new research reactor as a alternative called it innovative research reactor (IRR) and then as an exchanger for old research reactor. The aim of this research is to complete RRI core design data as a requirement for design lisince. Calculation done is to get the RRI core reactivity coefficients with 5 x5 core configuration and 20 MW of power, has more than 40 days cycle of lenght. The RRI core reactivity coefficient calculation is done for new U-9Mo-Al fuel with variation of densities. The calculation is done by using WIMSD-5B and BATAN-FUEL computer codes. The result of calculation for conceptual design showed that the equilibrium RRI core with 5x5 configuration, 450 g, 550 g and 700 g of fuel loadings have negative reactivity coefficients of fuel temperature, moderator temperature, void fraction and density of moderator but the values of the reactivities are very variative. This results has met the safety criteria for RRI core conceptual design. Keywords: conceptual design, uarium-molibdenum-uarium feul, reactivity coefficient, WIMS, BATAN-FUEL
PENGEMBANGAN SISTEM PEMANTAUAN KONDISI UNTUK KESELAMATAN ROTATING MACHINE DI PWR DENGAN MOTOR CURRENT SIGNATURE ANALYSIS Syaiful Bakhri
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 15, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1029.526 KB)

Abstract

Pemantauan kondisi rotating machine sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan operasi sekaligus untuk meningkatkan efisiensi operasi di PWR. Salah satu teknik pemantauan kondisi terbaik yang dewasa ini dipilih karena mudah, non-invasive dan murah dalam implementasinya adalah Motor Current Signature Analysis (MCSA). Namun sayangnya penelitian aplikasi teknik ini untuk perangkat keras yang compact, low cost, berkelas industri dan layak untuk aplikasi pembangkit daya bertenaga nuklir sangat terbatas. Penelitian ini bertujuan untuk mengembangkan metode pemantauan kondisi berbasis MCSA dengan perangkat keras berkelas industri yang kompak untuk pembangkit daya tenaga nuklir. Penelitian meliputi aspek pengembangan perangkat keras real-time berbasis FPGA-CompactRIO, pembuatan modul untuk penampil early warning, pengujian unjuk kerja algoritma perangkat kerasnya, analisis spektrum berbagai kerusakan komponen motor elektrik, serta pengujian kinerjanya dalam mendeteksi berbagai kerusakan. Sistem pemantauan mampu mengeksekusi dengan total waktu eksekusi berkisar 164 ms, berhasil mendeteksi spektrum frekuensi berbagai kerusakan di motor induksi seperti stator shorted turn berkisar 75%, rotor broken bar 95%, eccentricity 65%, dan mechanical misalignment 85%, termasuk gangguan catu daya voltage unbalance 100%. Berdasarkan unjuk kerja perangkatnya, sistem pemantauan kondisi rotating machine ini menjadi salah satu alternatif terbaik untuk sistem pemantauan berbagai perangkat pemantauan di reaktor nuklir.Kata kunci : Pemantauan kondisi, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA) Condition monitoring of rotating machine is essential to guarantee the safety operation as well as to improve the efficiency of nuclear power plants operations. One of the promising condition monitoring techniques which has been preferred currently since it is simple, non-invasive and inexpensive is Motor Stator Signature Analysis (MCSA). However, the investigation of the MCSA technique using a compact, low cost, and having industrial class hardware which is capable for nucear power plant applications has been limited. The research is aimed to develop condition monitoring method based on MCSA utilizing a compact industrial class for nuclear power plant. The investigation includes development of condition monitoring based on real-time FPGA-CompatRIO hardware, development of a custom built display module for early warning system, testing of the monitoring hardware, fault frequency analysis of electric motors including the performances of fault detections. The condition monitoring system is able to execute a fault detection task around 164 ms, to recognize accurately fault frequencies of stator shorted turn for about 75%, broken rotor bar around 95%, eccentricity 65%, mechanical misalignment 85%, including supply voltage unbalances 100%. The condition monitoring system based on its performance assessments could become a suitable alternative not only for rotating machines but also condition monitoring for other nuclear reactor components. Keywords : Condition monitoring, rotating machine, Motor Current Signature Analysis (MCSA), Field Programmable Gate Array (FPGA)

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2013 2013


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