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 2 (2017): Juni 2017" : 5 Documents clear
PREDICTION OF FUEL TEMPERATURE OF AP1000 DUE TO THE FORMATION OF CRUD AND OXIDE LAYER Muhammad Darwis Isnaini; Muhammad Subekti; Geni Rina Sunarya
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (395.911 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3521

Abstract

An analysis to predict the fuel temperature due to crud and oxide layer formed on the hot sub-channel cladding surface of AP1000 reactor has been performed. During reactor operation, the heat transfer and cooling process occur on the fuel cladding surface. During the heat exposure process, an oxide layer and crud are formed on the cladding surface. The decrease of heat transfer performance will increase the fuel and cladding temperatures. Therefore, the effect of fuel temperature increase during the heat exposure process has to be analyzed. The analysis was conducted for nominal power of 3400 MWt using COBRA-EN code, by varying the modular oxide thickness of 0, 20, 40, 60, 80, 100 and 120 mm, crud thickness of 0, 10 and 20 mm and black oxide thickness of 0, 10, 20, 30 and 40 mm. For full cycle hot sub-channel condition, the combination of crud thickness of 20 mm and modular oxide thickness of 115 mm give prediction of the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature of 1870.73°C and 609.40°C, respectively. However, the oxide layer is predicted only formed on hot sub-channel during BOC (about 40% of full cycle). The results show that the prediction of the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature are 1713.18°C and 451.87°C, respectively. Compared to the normal and fresh fuel conditions, the peak fuel center line temperature and the peak cladding surface temperature increase by 6.53% and 29.86%, respectively.Keywords: Fuel temperature, Crud, Oxide layer,  COBRA-EN, AP1000 PREDIKSI TEMPERATUR BAHAN BAKAR AP1000 AKIBAT ADANYA BENTUKAN ENDAPAN DAN LAPISAN OKSIDA. Telah dilakukan penelitian untuk memprediksi temperatur bahan bakar akibat terbentuknya endapan dan lapisan oksida pada permukaan kelongsong sub kanal panas dari reaktor AP1000. Selama operasi reaktor, proses pemindahan kalor and pendinginan terjadi pada permukaan kelongsong. Selama proses pemaparan kalor, endapan dan lapisan oksida terbentuk pada permukaan kelongsong. Berkurangnya pemindahan kalor akan berakibat pada kenaikan temperatur bahan bakar dan kelongsong. Oleh karena itu, dampak kenaikan temperatur bahan bakar selama proses pemaparan kalor perlu dianalisis. Analisis dilakukan pada kondisi daya nominal sebesar 3400 MWt dengan menggunakan kode COBRA-EN, untuk variasi tebal lapisan oksida modular 0, 20, 40, 60, 80, 100 dan 120 mm, variasi tebal endapan 0, 10 dan 20 mm, dan variasi tebal lapisan oksida hitam 0, 10, 20, 30 dan 40 mm. Untuk kondisi sub kanal panas selama siklus penuh, kombinasi tebal 20 mm dan tebal lapisan oksida modular 115 mm memberikan prediksi temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong masing-masing sebesar 1870,73°C dan 609,40°C. Akan tetapi, lapisan oksida diprediksi hanya terjadi pada sub kanal panas selama awal siklus (sekitar 40% waktu satu siklus penuh). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa prediksi temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong masing-masing sebesar 1713,18°C dan 609,40°C. Dibandingkan dengan temperatur bahan bakar pada kondisi segar dan normal, maka temperatur puncak sumbu bahan bakar dan temperatur puncak permukaan kelongsong mengalami kenaikan masing-masing sebesar 6,53% dan 29,86%. Kata kunci: Temperatur bahan bakar, endapan, lapisan oksida, COBRA-EN, AP1000.
DESIGN, IMPLEMENTATION AND VERIFICATION OF SOFTWARE CODE FOR RADIATION DOSE ASSESSMENT BASED ON SIMPLE GENERIC ENVIRONMENTAL MODEL I Putu Susila; Arif Yuniarto
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2575.692 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3536

Abstract

Radiation dose assessment to determine the potential of radiological impacts of various installations within nuclear facility complex is necessary to ensure evironmental and public safety. A simple generic model-based method for calculating radiation doses caused by the release of radioactive substances into the environment has been published by the International Atomic Energy Agency (IAEA) as the Safety Report Series No. 19 (SRS-19). In order to assist the application of the assessment method and a basis for the development of more complex assessment methods, an open-source based software code has been designed and implemented. The software comes with maps and is very easy to be used because assessment scenarios can be done through diagrams. Software verification was performed by comparing its result to SRS-19 and CROM software calculation results. Dose estimated by SRS-19 are higher compared to the result of developed software. However, these are still acceptable since dose estimation in SRS-19 is based on conservative approach. On the other hand, compared to CROM software, the same results for three scenarios and a non-significant difference of 2.25% in another scenario were obtained. These results indicate the correctness of our implementation and implies that the developed software is ready for use in real scenario. In the future, the addition of various features and development of new model need to be done to improve the capability of software that has been developed.Keywords: Radiation dose assessment, software code, radioactive discharge, environment, IAEA SRS-19. PERANCANGAN, IMPLEMENTASI DAN VERIFIKASI PERANGKAT LUNAK UNTUK KAJIAN DOSIS RADIASI BERBASIS MODEL LINGKUNGAN GENERIK SEDERHANA. Kajian dosis radiasi untuk mengetahui potensi dampak radiologi akibat pengoperasian berbagai instalasi yang ada di dalam kawasan instalasi nuklir sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan. Metode sederhana berbasis model lingkungan generik untuk menghitung dosis radiasi yang disebabkan oleh pelepasan zat radioaktif ke lingkungan telah diterbitkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) sebagai Safety Report Series No. 19 (SRS-19). Untuk lebih memudahkan penerapan metode tersebut, maupun sebagai dasar kajian serta pengembangan metode yang lebih kompleks, maka dilakukan perancangan dan implementasi perangkat lunak terkait berbasis open-source. Perangkat lunak yang dibuat telah dilengkapi dengan peta serta sangat mudah digunakan karena skenario kajian dosis radiasi dapat dibuat melalui diagram. Verifikasi melalui komparasi dengan nilai hasil perhitungan di SRS-19 serta hasil perhitungan perangkat lunak CROM. Hasil komparasi dengan SRS-19 menunjukkan adanya perbedaan pada empat skenario yang diuji. Hal ini wajar karena pada SRS-19 perhitungan dilakukan dengan pendekatan konservatif sehingga nilai dosis yang dihasilkan lebih besar jika dibandingkan dengan perangkat lunak yang dikembangkan. Selanjutnya, pada komparasi dengan perangkat lunak CROM, keduanya menunjukkan hasil yang sama pada tiga skenario serta perbedaan yang tidak siginifikan yaitu sebesar 2,25% pada satu skenario. Hasil tersebut menunjukkan bahwa implementasi perangkat lunak telah berhasil dan perangkat lunak tersebut dapat digunakan untuk kajian yang nyata. Kedepannya, penambahan berbagai fitur serta pengembangan model kajian perlu dilakukan untuk meningkatkan kemampuan perangkat lunak yang telah dibuat. Kata kunci: Kajian dosis radiasi, perangkat lunak, lepasan zat radioaktif, lingkungan, IAEA SRS-19
INVESTIGATION OF RDE THERMAL PARAMETERS CHANGES IN RESPONSE TO LONG-TERM STATION BLACK OUT Hendro Tjahjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3363.532 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3258

Abstract

Due to long-term station black out (SBO) of the RDE (Experimental Power Reactor), the residual heat from the core will be removed to a residual heat removal system (RHRS). The objective of this study is to know the transient characteristic of RDE thermal parameters in response to the loss of residual heat removing ability for long-term. To achieve this objective, an analysis model of reactor thermal parameters changes during SBO, using Matlab program to simulate heat transfer equations of conduction, convection and radiation has been performed. Using this program, the changes of RDE thermal parameters until 800 hours after reactor trip have been analyzed. It is concluded that, in long-term SBO condition, the reactor is still safe with the maximum core temperature of 1140°C, which is still far under the safety limit of 1600°C as stated in the design criteria. More attentions are needed to be taken with the increasing of concrete temperature up to 600°C when the water storage is empty. Therefore, the availability of water in the RHRS shall absolutely be maintained.Keywords: experimental power reactor, residual heat removal, transient, Matlab. INVESTIGASI PERUBAHAN PARAMETER TERMAL RDE PADA KONDISI KEHILANGAN CATU DAYA LISTRIK DALAM JANGKA PANJANG. Akibat kehilangan catu daya listrik luar pada Reaktor Daya Eksperimental (RDE), panas sisa dari reaktor dibuang ke suatu sistem pembuang panas sisa. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik transien parameter termal RDE ketika terjadi kegagalan pembuangan kalor sisa tersebut dalam jangka panjang. Untuk mencapai tujuan tersebut telah disusun model analisis perubahan parameter termal reaktor ketika terjadi Station Black Out (SBO) menggunakan pemrograman Matlab dengan melibatkan persamaan-persamaan perpindahan kalor secara konduksi, konveksi dan radiasi. Dengan menggunakan program ini perubahan parameter termal RDE hingga 800 jam setelah reaktor trip telah dianalisis. Disimpulkan bahwa pada kondisi SBO dalam jangka panjang tersebut, reaktor masih tetap aman dengan temperatur maksimum teras sebesar 1140 °C, yaitu masih jauh di bawah batas aman 1600 °C yang telah ditetapkan dalam kriteria desain. Perlu diperhatikan adanya peningkatan temperatur beton hingga 600 °C jika air pendingin sudah habis. Oleh karena itu, ketersediaan air pendingin di sistem pembuang panas sisa mutlak harus dijaga.Kata kunci: reaktor daya eksperimental, pembuang panas sisa, transien, Matlab.
PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING RELAP5/SCDAP CODE Anhar Riza Antariksawan; Surip Widodo; Hendro Tjahjono
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1774.057 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3279

Abstract

A postulated loss of coolant accident (LOCA) shall be analyzed to assure the safety of a research reactor. The analysis of such accident could be performed using best estimate thermal-hydraulic codes, such as RELAP5. This study focuses on analysis of LOCA in TRIGA-2000 due to pipe and beam tube break. The objective is to understand the effect of break size and the actuating time of the emergency core cooling system (ECCS) on the accident consequences and to assess the safety of the reactor. The analysis is performed using RELAP/SCDAPSIM codes. Three different break size and actuating time were studied. The results confirmed that the larger break size, the faster coolant blow down. But, the siphon break holes could prevent the core from risk of dry out due to siphoning effect in case of pipe break. In case of beam tube rupture, the ECCS is able to delay the fuel temperature increased where the late actuation of the ECCS could delay longer. It could be concluded that the safety of the reactor is kept during LOCA throughout the duration time studied. However, to assure the integrity of the fuel for the long term, the cooling system after ECCS last should be considered.  Keywords: safety analysis, LOCA, TRIGA, RELAP5 STUDI PARAMETRIK LOCA DI TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP5/SCDAP. Kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) harus dianalisis untuk menjamin keselamatan suatu reaktor riset. Analisis LOCA dapat dilakukan menggunakan perhitungan best-estimate seperti RELAP5. Penelitian ini menekankan pada analisis LOCA di TRIGA-2000 akibat pecahnya pipa dan tabung berkas. Tujuan penelitian adalah memahami efek ukuran kebocoran dan waktu aktuasi sistem pendingin teras darurat (ECCS) pada sekuensi kejadian dan mengkaji keselamatan reaktor. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan RELAP/SCDAPSIM. Tiga ukuran kebocoran dan waktu aktuasi ECCS berbeda dipilih sebagai parameter dalam studi ini.  Hasil perhitungan mengonfirmasi bahwa semakin besar ukuran kebocoran, semakin cepat pengosongan tangki reaktor. Lubang siphon breaker dapat mencegah air terkuras dalam hal kebocoran pada pipa. Sedang dalam hal kebocoran pada beam tube, ECCS mampu memperlambat kenaikan temperatur bahan bakar. Dari studi ini dapat disimpulkan bahwa keselamatan reaktor dapat terjaga pada kejadian LOCA, namun pendinginan jangka panjang perlu dipertimbangkan untuk menjaga integritas bahan bakar.Kata kunci: analisis keselamatan, LOCA, TRIGA, RELAP5
IRRADIATION CHARACTERISTIC OF NATURAL UO2 PIN PHWR TARGET AT PRTF OF RSG – GAS CORE Jati Susilo; Tagor Malem Sembiring; Winter Dewayatna
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1063.001 KB) | DOI: 10.17146/tdm.2017.19.2.3306

Abstract

The RSG-GAS reactor has a facility for irradiation of the fuel pin of nuclear power reactor, namely Power Ramp Test Facility (PRTF). The in-house fabrication PWR fuel pin has prepared for irradiations in the PRTF facility, currently, while the various enrichments of uranium are analyzed using the analytical tool. In the next step, it is planned to perform an irradiation of PHWR fuel pin sample of natural UO2 in the facility. Before irradiation in the core, it should be analyzed by using the analytical tool. The objectives of this paper are to optimize irradiation time based on the burn-up, the generated linear power and the neutron flux level at the target. The 3-dimension calculations have been carried out by using the CITATION code in the SRAC2006 code system. Since the coolant of the reactor is H2O, the effect of moderators in the pressurized tube, H2O and D2O, were analyzed, as well as pellet radius and moderator densities. The calculation results show that the higher linear power as irradiation time longer is occurred preferably in the D2O moderator than in H2O. For the D2O moderator, the higher pressure affects the lower density and longer irradiation time. The maximum irradiation time for natural UO2 fuel pin with the pressurized D2O moderator is about 9.5×104 h, with the linear power of 700 W/cm. During irradiation, neutronic parameters of the core such as excess reactivity and ppf show a very small change, still far below design value.Keywords:  PHWR, Neutron Flux, Thermal Power, PRTF, RSG-GAS KARAKTERISTIK IRADIASI TARGET PIN PHWR UO2 ALAM PADA PRTF TERAS RSG – GAS. Teras RSG-GAS dilengkapi dengan fasilitas untuk uji iradiasi bahan bakar nuklir atau disebut dengan Power Ramp Test Fasility (PRTF). Saat ini sedang dilpersiapkan untuk dilakukan uji sample pin bahan bakar PWR pada fasilitas PRTF. Analisis terhadap uji iradiasi sample pellet UO2 dengan berbagai pengkayaan telah dilakukan menggunakan paket program komputer. Dimasa yang akan datang, uji iradiasi pin bahan bakar PHWR UO2 alam juga sedang dalam perencanaan. Sebelum diiradiasi di dalam teras, maka terlebih dahulu harus dilakukan analisis dengan menggunakan paket program komputer. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi pin bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron. Perhitungan teras RSG-GAS dilakukan dengan paket program SRAC2006 modul CITATION dalam bentuk geometri 3 dimensi. Analisis dilakukan terhadap pengaruh penggunaan jenis moderator pada tabung tekan iradiasi (H2O dan D2O), perubahan ukuran pelllet UO2 dan perubahan besarnya densitas moderator D2O. Dari analisis hasil perhitungan diketahui bahwa semakin lama waktu iradiasi akan menghasilkan daya termal yang semakin besar jika menggunakan moderator D2O dibandingkan H2O. Semakin tinggi tekanan atau semakin kecil densitas moderator, maka akan menghasilkan daya termal yang semakin besar seiring bertambah lamanya waktu iradiasi. Batas maksimal waktu iradiasi untuk pin bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 9,5×104 jam, dengan batasan daya linier desain kemampuan peralatan, 700 W/cm. Selama iradiasi, nilai parameter neutronik teras reaktor seperti reaktivitas lebih dan ppf hanya menunjukkan perubahan yang sangat kecil, masih jauh dibawah batas yang ditetapkan dalam desain.Kata kunci: PHWR, Fluks Neutron, Daya Termal, PRTF, RSG-GAS

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