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 19, No 1 (2017): Februari 2017" : 5 Documents clear
DESIGN ANALYSIS ON OPERATING PARAMETER OF OUTLET TEMPERATURE AND VOID FRACTION IN RDE STEAM GENERATOR Sukmanto Dibyo; Ign. Djoko Irianto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3228

Abstract

HTGR is one of the next generation reactor types. HTGR is currently considered as one of the leading reactors for the future nuclear power plant. The steam generator is one of the main components in HTGR as well as in RDE.  In the steam generator, the heat is transferred by high temperature helium gas in the shell side to water in the tube side to generate the superheated steam. the purpose of this work is to design the operating parameter of outlet temperature and void fraction of steam based on feed water mass flow rate and inlet temperature variations in RDE steam generator. In this work, the Chemcad program was used. Both inlet and outlet temperature of helium gas have been set up as boundary conditions. The result shows that using the mass flow rate of 4.3 kg/s - 4.8 kg/s and water inlet temperature of 110 oC - 160 oC, the superheated steam outlet temperature (void fraction = 1.0) is obtained in the range of 275.5 oC – 600 oC.This analysis is beneficial to assess 10 MW RDE design especially in the steam generator system operating parameters.Keywords: outlet temperature, void fraction, superheated steam, RDE steam generator ANALISIS DESAIN PARAMETER OPERASI UNTUK TEMPERATUR KELUARAN DAN FRAKSI UAP PADA PEMBANGKIT UAP RDE. Reaktor daya HTGR adalah salah satu tipe reaktor generasi lanjut. HTGR saat ini merupakan desain reaktor yang dipertimbangkan untuk pembangkit listrik unggulan dimasa mendatang. Pembangkit uap merupakan salah satu komponen utama pada HTGR begitu pula pada RDE. Di dalam pembangkit uap, panas dari gas helium temperatur tinggi pada sisi shell di transfer ke air pada sisi tube pembangkit uap untuk menghasilkan uap lewat jenuh. Tujuan analisis ini adalah mendesain parameter operasi terhadap temperatur keluaran dan fraksi uap berdasarkan variasi laju alir massa air umpan dan temperatur masuk pada RDE. Dalam analisis digunakan program Chemcad, temperatur gas helium masuk dan keluar ditentukan sebagai kondisi batas. Hasil menunjukkan bahwa dengan menggunakan laju alir massa 4,3 kg/detik - 4,8 kg/detik dan temperatur masukan air umpan dari 110 oC -160 oC dapat diperoleh uap lewat jenuh (fraksi uap= 1,0) pada temperatur keluaran dalam rentang 275,5 oC - 600 oC. Analisis ini berguna untuk memberikan kajian desain RDE 10 MW khususnya parameter operasi sistem pembangkit uap.Kata-kata kunci: temperatur keluaran, fraksi uap, uap lewat jenuh, pembangkit uap RDE 
CRITICALITY ANALYSIS OF URANIUM STORAGE FACILITY WITH FORMATION RACKS Sri Kuntjoro
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3673.042 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3251

Abstract

Uranium materials are needed for the uranium fuel production of research reactors and radioisotope. Before the uranium material is used, it is stored in the storage facility. One of the prerequisites for uranium material storage facilities is that it must be in the sub-critical condition. The purpose of this study is to analyze the criticality condition of uranium material storage facility located in PT. Inuki (Persero) and to ensure that the criticality condition is always in sub-critical state. Criticality analysis was performed using MCNP-5 program to determine the level of criticality of the three uranium material storage facilities at initial conditions and conditions after adding the storage racks. For analysing storage facilities 1 and 2, three scenarios of container on the storage rack formations were considered. Meanwhile, for analysing the storage facility 3, one scenario was considered. The results confirm that all strorages at initial condition and after adding storage racks formation were still in sub-critical condition (k-eff<1). These results are then used as the basis for the uranium materials management. It is also used as a basis for issuing an operational license by the nuclear energy regulatory body (BAPETEN).Keywords : criticality, uranium storage facility, k-eff ANALISIS KRITIKALITAS DI FASILITAS PENYIMPANAN BAHAN URANIUM DENGAN FORMASI PENGATURAN RAK. Bahan uranium dibutuhkan untuk produksi bahan bakar reaktor penelitian dan radioisotop. Bahan uranium sebelum digunakan terlebih dahulu disimpan pada fasilitas penyimpanan. Salah satu prasyarat fasilitas penyimpanan bahan uranium adalah fasilitas tersebut harus dalam kondisi sub-kritis. Bila kondisi kritis terjadi mengakibatkan proses fissi pada bahan uranium tidak terkendali, sehingga akan menimbulkan suhu yang sangat tinggi. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisa kondisi kritikalitas dari fasilitas penyimpanan bahan uranium yang berada di PT. INUKI (Persero) untuk menjamin fasilitas tersebut dalam kondisi sub-kritis. Analisis kritikalitas dilakukan menggunakan program MCNP-5 untuk mengetahui tingkat kritikalitas dari tiga fasilitas penyimpanan bahan uranium untuk kondisi awal dan kondisi setelah ditambahkan rak penyimpanan. Untuk fasilitas penyimpanan 1 dan 2 dibuat tiga skenario pengaturan container pada rak penyimpanan, sedangkan pada fasilitas penyimpanan 3 dilakukan 1 skenario.  Hasil ini menunjukkan seluruh fasilitas penyimpanan pada kondisi awal dan setelah ditambah rak penyimpanan dalam kondisi sub-kritis (k-eff<1). Hasil tersebut selanjutnya dipergunakan sebagai dasar untuk menyusun manejemen pengelolaan bahan uranium. Selain itu juga digunakan sebagai dasar untuk pembuatan ijin dari badan pengawas (BAPETEN).Kata Kunci : kritikalitas, fasilitas penyimpanan berbahan uranium,  k-eff
MODERATOR TO FUEL RATIO AND URANIUM FRACTION ANALYSIS OF SQUARE LATTICE MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER Dion Bagus Nugraha B; Andang Widi Harto; Sihana Sihana
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2442.113 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.2995

Abstract

Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) is a further development of the nuclear reactor Generation IV Reactor Molten Salt Reactor (MSR). MSR TAP generates clean electric power. It has a passive safety, resistance to proliferation, and low cost. MSR TAP can consume the rest of the nuclear fuel/spent nuclear fuel (SNF) of a commercial Light Water Reactor (LWR) fuel or use the main fuel, a salt solution UF4 - LiF - BeF2. MSR TAP uses Zirconium Hydride material for the moderator. This research has a purpose to determine the optimal size of uranium mole fraction on fuel and moderator radius from core design in order to produce optimum enrichment with the value 1 < keff <1.0065 using MCNP5 program. On the other hand, this research also aims to look for the optimum enrichment, which have inherent safety characteristics with αVoid < 0. Variations were made including the changes in the geometry of the moderator radius with a variation of 0.5 cm, 1 cm, 1.5 cm, 2 cm, 2.5 cm, 3 cm, 3.5 cm, 4 cm, and 4.5 cm; and the changes in the fuel uranium molar UF4 - LiF - BeF2 with molar variation of 15%, 20%, 25% and 30%. The geometry of Transatomic Power (MSR TAP) of companies Transatomic Power Corporation was used. The results show that the optimum variation is the salt solution UF4 - LiF - BeF2 with 25 % uranium mole fraction, 2.6 % enrichment and moderator radius of 1.5 cm. The optimum variation gives the keff value of 1.00124 ± 0.00078. The optimum value of reactivity void coefficient is -0.0684. It indicates an inherently safe design.Keywords : Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Uranium Fuel Mole Fraction, Optimum Variation, Moderator, Inherent Safety. ANALISIS FRAKSI URANIUM DAN RASIO MODERATOR – BAHAN BAKAR PADA SQUARE LATTICED MOLTEN SALT TRANSATOMIC POWER. Molten Salt Reactor Transatomic Power (MSR TAP) merupakan reaktor nuklir pengembangan lebih lanjut dari Reaktor Generasi IV Molten Salt Reactor (MSR). Reaktor MSR TAP ini menghasilkan daya listrik yang bersih, memiliki keselamatan pasif, mempunyai resistensi terhadap proliferasi, dan memiliki biaya yang rendah. Reaktor ini dapat mengkonsumsi bahan bakar nuklir sisa/spent nuclear fuel (SNF) dari penggunaan bahan bakar Light Water Reactor (LWR) yang komersial atau menggunakan bahan bakar utama yaitu larutan garam UF4 – LiF – BeF2. Moderator yang digunakan pada MSR TAP ini adalah moderator berbahan Zirconium Hydride. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan ukuran perbandingan nilai fraski mol uranium dan jari-jari moderator yang optimal dari dari desain teras Reaktor MSR TAP agar dihasilkan pengayaan yang optimum dengan nilai 1 < keff < 1,0065 menggunakan program MCNP5. Selain itu penelitian ini juga bertujuan mecari pengayaan optimum yang mempunyai sifat keselamatan melekat dengan . Variasi yang dilakukan meliputi perubahan geometri jari-jari moderator dengan variasi 0,5 cm, 1 cm, 1,5 cm, 2 cm, 2,5 cm, 3 cm, 3,5 cm, 4 cm, dan 4,5 cm; dan perubahan molar uranium pada bahan bakar UF4 – LiF – BeF2  dengan variasi persen molar 15%, 20%, 25%, dan 30%. Geometri reaktor yang digunakan dalam silmulasi adalah MSR TAP dari perusahaan Transatomic Power Corporation. Hasil penelitian menunjukkan variasi optimum perbandingan moderator bahan dan fraksi mol bahan bakar larutan garam UF4 – LiF – BeF2 pada fraksi mol uranium bahan bakar pada variasi molar uranium 25% dengan pengayaan 2,6% dan jari-jari moderator 1,5 cm, dengan nilai keff 1,00124±0,00078. Koefisien reaktivitas void yang didapatkan dari variasi optimum tersebut adalah -0,0684 yang menandakan bahwa desain ini telah memenuhi syarat keselamatan melekat.Kata kunci: Molten Salt Reactor Transatomic Power, MCNP5, Fraksi mol uranium, Variasi optimum, Moderator, Keselamatan melekat. 
IMPLEMENTATION OF MISSING VALUES HANDLING METHOD FOR EVALUATING THE SYSTEM/COMPONENT MAINTENANCE HISTORICAL DATA Entin Hartini
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (988.807 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3159

Abstract

Missing values are problems in data evaluation. Missing values analysis can resolve the problem of incomplete data that is not stored properly. The missing data can reduce the precision of calculation, since the amount of information is incomplete. The purpose of this study is to implement missing values handling method for systems/components maintenance historical data evaluation in RSG GAS. Statistical methods, such as listwise deletion and mean substitution, and machine learning (KNNI), were used to determine the missing data that correspond to the systems/components maintenance historical data. Mean substitution and KNNI methods were chosen since those methods do not require the formation of predictive models for each item which is experiencing missing data. Implementation of missing data analysis on systems/components maintenance data using KNNI method results in the smallest RMSE value. The result shows that KNNI method is the best method to handle missing value compared with listwise deletion or mean substitution.Keywords: missing value, data evaluation, alghorithm, implementation IMPLEMENTASI METODE PENANGANAN DATA HILANG  UNTUK MENGEVALUASI DATA SEJARAH PERAWATAN SISTEM/KOMPONEN. Data hilang merupakan masalah dalam melakukan evaluasi data. Analisis data hilang dapat menyelesaikan permasalahan ketidaklengkapan data yang tidak tersimpan dengan baik. Data yang hilang akan memperkecil presisi dari perhitungan, dikarenakan jumlah informasi yang tidak lengkap. Tujuan dari penelitian ini adalah implementasi  metode penanganan data hilang untuk evaluasi data sejarah perawatan sistem/komponen RSG GAS. Metodologi yang digunakan untuk menentukan data hilang yang berhubungan dengan data sejarah perawatan sistem/komponen adalah statistics, listwise deletion dan mean substitution, dan machine learning (KNNI). Metode mean substitution dan KNNI dipilih karena metode ini tidak memerlukan informasi untuk pembentukan model prediksi untuk setiap item yang mengandung data hilang. Implementasi analisis data hilang pada data perawatan sistem/komponen menggunakan metode KNNI menghasilkan nilai RMSE terkecil. Hasil ini menunjukan bahwa metode KNNI merupakan metode terbaik untuk menangani data hilang dibanding dengan listwise deletion atau mean substitution.Kata kunci: data hilang, evaluasi data, algoritma, implementasi
PRELIMINARY STUDY ON RELAP5 SIMULATION OF DVI LINE BREAK ACCIDENT IN THE ATLAS FACILITY USING BEST ESTIMATE PLUS UNCERTAINTY METHOD Andi Sofrany Ekariansyah; Surip Widodo
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (985.118 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.1.3200

Abstract

The Best Estimate plus Uncertainty (BEPU) is a methodology, which was introduced in the deterministic safety analysis to evaluate limitations of codes in simulating realistic plant behavior by providing quantified uncertainty bands of calculation results. It has been already widely accepted in licensing nuclear power plant by regulatory bodies of United States (USNRC), Argentina, and Canada. The uncertainty evaluation in the BEPU method is performed by different approaches such as GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, and UNIPI. Due to the complexity of other approaches, the purpose of this study is to present some key aspects of the BEPU process using the GRS methodology by selecting the ATLAS test facility to simulate 50% break of DVI line since any safety analysis performed so far was using deterministic best estimate approach only. As comparison of the best estimate simulation performed by RELAP5/SCDAP/Mod3.4, experimental data related to the event was used. After 100 simulations,  the uncertainty bands of peak heater of clad temperature and primary pressure transient obtained were only in a close agreement with the experimental data in the earlier period and less than 250 seconds during the transient condition. Therefore the overall accuracy of the best estimate simulation plays a key role on the final results of the uncertainty analysis because the propagation of any discrepancy in the best estimate with the experimental data will occur throughout the simulation. After that, selecting the important parameters to be randomly generated needs to be performed carefully by studying the important phenomena related to the event analyzed and associated plant model.Keywords: best estimate plus uncertainty, DVI line break, ATLAS facility, RELAP5, simulation STUDI AWAL SIMULASI KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR DVI PADA FASILITAS ATLAS MENGGUNAKAN RELAP5 DENGAN METODE ESTIMASI TERBAIK DAN KETIDAKPASTIAN. Metode Best estimate plus uncertainty (BEPU) adalah metode analisis keselamatan deterministik yang bertujuan untuk melakukan evaluasi keterbatasan program perhitungan dalam mensimulasikan sifat-sifat fisis instalasi secara realistik dengan mengkuantifikasi rentang ketidakpastian dari hasil perhitungan. Metode tersebut telah diterima secara luas dalam perijinan PLTN oleh badan pengatur dunia seperti di Amerika (USNRC), di Argentina, dan Kanada. Evaluasi ketidakpastian dalam metode BEPU dilakukan dengan beberapa metode yang berbeda seperti GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, dan UNIPI. Atas dasar kompleksitas metode-metode yang lain, tujuan makalah ini adalah untuk menggambarkan aspek penting dari proses BEPU dengan metode GRS dengan melakukan simulasi putusnya jalur DVI sebesar 50% luasan pada fasilitas ATLAS karena analisis keselamatan yang dilakukan selama ini baru berupa perkiraan terbaik secara deterministik. Sebagai perbandingan dari simulasi perkiraan terbaik yang dilakukan dengan RELAP5/SCDAP/Mod3.4 digunakan data-data eksperimen yang telah terdokumentasi. Setelah dilakukan 100 simulasi, rentang ketidakpastian dari transien temperatur puncak kelongsong pemanas dan tekanan primer hanya mendekati data eksperimen pada 250 detik di periode awal. Oleh karena itu keakuratan dari simulasi perkiraan terbaik secara keseluruhan memiliki peranan penting pada hasil akhir dari analisis ketidakpastian karena perambatan perbedaan dengan data eksperimen akan terus terjadi selama simulasi. Setelah itu, pemilihan parameter yang penting untuk dikembangkan secara random harus dilakukan secara cermat dengan mempelajari fenomena-fenomena penting yang terkait dengan kejadian yang dianalisis dan model instalasinya.Kata kunci: perkiraan terbaik dan ketidakpastian, putusnya jalur DVI, fasilitas ATLAS, RELAP5, simulasi

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2017 2017


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