KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL
Transcript of KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL
1
KUMPULAN ABSTRAK JURNAL
KOLEKSI E-DEPOSIT
PERPUSTAKAAN
NASIONAL
TEMA TEKNOLOGI
2020
Penyusun : Juliarti
Penyunting : Desi Mardianingsih
2
DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30
BERPENDINGIN HELIUM
Sri Sudadiyo, Jupiter Sitorus Pane
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN
ABSTRAK
Desain awal turbin uap tipe aksial untuk konsep RGTT30 berpendingin helium.
Konsep reaktor daya nuklir yang dikembangkan merupakan jenis reaktor
berpendingin gas dengan temperatur tinggi (RGTT). Gas yang digunakan untuk
mendinginkan teras RGTT adalah helium. Konsep RGTT ini dapat menghasilkan
daya termal 30 MWth sehingga dinamakan RGTT30. Temperatur helium mampu
mencapai 700 °C ketika keluar dari teras RGTT30 dan digunakan untuk
memanaskan air di dalam steam generator hingga mencapai temperatur 435 °C.
Steam generator dihubungkan dengan turbin uap yang dikopel dengan generator
listrik untuk membangkitkan daya 7,27 MWe. Uap yang keluar dari turbin
dilewatkan kondensor untuk mencairkan uap menjadi air. Rangkaian komponen
dari steam generator, turbin, dan kondensor dinamakan sistem turbin uap. Turbin
terdiri dari sudu-sudu yang dimaksudkan untuk mengubah tenaga uap kedalam
tenaga mekanis berupa putaran. Efisiensi turbin merupakan parameter yang harus
diperhatikan dalam sistem turbin uap ini. Tujuan dari makalah ini adalah untuk
mengusulkan sudu tipe aksial dan untuk menganalisa perbaikan efisiensi turbin.
Metode yang digunakan yaitu aplikasi prinsip termodinamika yang berhubungan
dengan konservasi energi dan massa. Perangkat lunak Cycle-Tempo dipakai untuk
mendapatkan parameter termodinamika dan untuk mensimulasikan sistem turbin
uap berbasis RGTT30. Pertama, dibuat skenario dalam simulasi sistem turbin uap
untuk mengetahui efisiensi dan laju aliran massa uap yang diperoleh nilai optimal
87,52 % dan 8,759 kg/s pada putaran 3000 rpm. Kemudian, turbin uap diberi sudu
tipe aksial dengan diameter tip 1580 mm dan panjang 150 mm. Hasil yang
diperoleh adalah nilai efisiensi turbin uap naik menjadi 88,3 % pada putaran
3
konstan (3000 rpm). Penambahan nilai efisiensi turbin sebesar 0,78 %
menunjukkan peningkatan kinerja RGTT30 secara keseluruhan.
Kata kunci : tipe aksial, turbin uap, RGTT30
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 18 No. 2 Juni 2016, Hal. 65-74
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2319
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2319/2628
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view
4
EFEK PERUBAHAN SUDUT KEMIRINGAN TERHADAP
PERPINDAHAN KALOR DAN LAJU ALIRAN AIR PADA UNTAI
SIRKULASI ALAMIAH
Yogi Sirodz Gaos, Mulya Juarsa, Edi Marzuki, Januar Akbar
Engineering and Devices for Energy Conversion (EDfEC) Research Group
Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor
ABSTRAK
Efek perubahan sudut kemiringan terhadap perpindahan kalor dan laju aliran air
pada untai sirkulasi alamiah. Pelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima
menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif
menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini
fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan
mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah
(USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan
kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup
dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air). Komponen USSA FT02
terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi
eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan
mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o , 45o dan 90o . Temperatur
outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur
dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil
eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o
secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor
tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W
hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase
pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan
kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5%
dan 55,7%.
5
Kata kunci : sirkulasi alamiah, sudut, perpindahan kalor, rugi, aliran, pasif.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 14 No.1 Pebruari 2012, Hal. 39-53
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/237/225
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view
6
PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF
MENGGUNAKAN RELAP5
Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
ABSTRAK
Pemodelan sistem pendinginan sungkup secara pasif menggunakan RELAP5.
Semua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk
membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya
maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif
(Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan
sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama
kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan
putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja
bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui
konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan
perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam
dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh
model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5.
Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari
uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran
konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data
desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan
masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat
menunjukkan fenomena perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar
dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5
terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang
melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam
dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan
7
sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive
Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan
untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi
PCS.
Kata kunci : pemodelan, sungkup, AP1000, pasif
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 137-145
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1874/1771
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view
8
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM
KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX
Pande Made Udiyani
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
ABSTRAK
Karakterisasi radionuklida pada tiap sub-sistem keselamatan reaktor daya dengan
berbahan bakar mox. Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium
pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang
lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida
dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang
akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-
sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan
pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik
radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak
radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara
menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan
pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident)
untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan
bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan
masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari
radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241,
Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.
Kata kunci : karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
9
Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 111-122
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1906/1803
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78235/file/view
10
EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER
KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI
Rokhmadi, Tukiran
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, PTRKN-BATAN
ABSTRAK
Efek densitas bahan bakar terhadap parameter koefisien reaktivitas teras RRI.
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, BATANFUE
11
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 5 No.2 Juni 2013, Hal. 77-89
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1865/1762
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78245/file/view
12
ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK
REAKTOR RSG-GAS
Iman Kuntoro1), Surian Pinem2), Tagor Malem Sembiring2)
1Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir, BATAN
2Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN
ABSTRAK
Analisis parameter kinetik dan transien teras kompak reaktor RSG-GAS. Dalam
rangka meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar reaktor RSG-GAS telah
dilakukan studi penentuan teras kompak. Hasil perhitungan parameter neutronik
menunjukkan bahwa teras kompak dengan menutup empat fasilitas iradiasi (IP)
dengan elemen bakar dapat meningkatkan siklus operasi 23,6 %. Selanjutnya
perlu dilakukan penentuan parameter kinetik dan analisis transien teras kompak
untuk mengetahui keselamatan operasi reaktor. Perhitungan dilakukan dengan
menggunakan program WIMS/D4 untuk generasi konstanta difusi sel elemen
bakar dan MTRDYN untuk menentukan parameter kinetik dan analisis transien.
Hasil perhitungan menunjukkan bahwa harga fraksi neutron kasip total teras
kompak naik 2 % dan umur neutron serempak turun 8,3 % dibandingkan dengan
teras setimbang. Temperatur maksimum bahan bakar saat transien pada daya awal
1 W adalah 71,64 0C dan pada daya 1 MW adalah 129,60 0.
Kata kunci : parameter kinetik, transien, reaktor C. Hasil ini menunjukkan
bahwa teras kompak RSG-GAS aman digunakan sebagai teras
alternatif.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74
Doi/Link :
13
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1897/1794
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78255/file/view
14
PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP
PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI
KECELAKAAN PWR 1000-Mwe
Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN
ABSTRAK
Pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dampak radiologi
kecelakaan pwr 1000-mwe. Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap
lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di
Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat
kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan,
dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap
perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor. Tujuan penelitian
adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model
data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe
yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang
berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan
probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan
stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang.
Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil
perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif untuk model input yang
sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung
Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih
tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam
menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan
dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified
melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan akan
meningkatkan ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan.
15
Kata kunci : dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe, probabilistik,
atmosferik, PC-Cosyma
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 17 No.3 Oktober 2015, Hal. 149-158
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.3.2326
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2326/2163
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78260/file/view
16
PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING
RELAP5/SCDAP CODE
Anhar R. Antariksawan, Surip Widodo, Hendro Tjahjono
Center for Nuclear Reactor Safety and Technology, BATAN
ABSTRAK
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
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 19 No. 2 Juni 2017, Hal. 59-70
17
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.2.3279
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3279/2994
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78264/file/view
18
KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON
KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY
Julwan Hendry Purba, D.T. Sony Tjahyani
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN
ABSTRAK
Kuantifikasi ketidakpastian pada analisis pohon kegagalan dengan pendekatan
fuzzy. Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem
keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan
ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi
oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang
berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat
sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan.
Penggunaan data generik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil
analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi
ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk
mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas.
Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon
kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian.
Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan
probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy
dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya
sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode
baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8
dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon
kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus
evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.
19
Kata kunci : analisis pohon kegagalan, analisis ketidak pastian, probabilitas
fuzzy, hukum kombinasi fuzzy
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 16 No.1 Februari 2014, Hal. 21-30
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1856/1753
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78267/file/view
20
PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4 :
TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON ELASTIK DAN
INELASTIK PADA REAKSI 94ZR(N,N)
Syafarudin
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir –
Badan Tenaga Nuklir Nasional
ABSTRAK
Perhitungan model DWBA dengan kod DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan
Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr (n,n). 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
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 27-39
21
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1888/1785
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78284/file/view
22
STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP
DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL
PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL
Susyadi, Hendro Tjahjono, Sukmanto Dibyo, Jupiter S. Pane
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN
ABSTRAK
Studi karakteristik pembentukan uap dalam pembangkit uap helikal pada reaktor
modular daya kecil. Reaktor modular daya kecil (SMR) sangat cocok untuk
dibangun Indonesia, terutama pada lokasi-lokasi dengan kapasitas jaringan listrik
yang rendah sehingga investigasi lebih jauh tentang reaktor ini sangat diperlukan.
Umumnya SMR memiliki bentuk pembangkit uap yang kompak dan terintegrasi
di dalam bejana tekan. Disain tersebut menyebabkan perbedaan pendekatan dalam
memproduksi uap dibandingkan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan
pembangkit uap tabung-u terbalik. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini
adalah untuk mengetahui karakteristik uap dan pola pembentukkannya di dalam
pembangkit uap tipe helikal yang banyak digunakan oleh SMR. Metoda yang
dipakai adalah dengan melakukan pemodelan dan perhitungan numerik
menggunakan program RELAP5. Dalam pemodelan, aliran air umpan bertekanan
dan temperatur rendah dimasukkan ke dalam tabung helikal sementara aliran
fluida bertekanan dan temperatur tinggi, yang mewakili pendingin sistem primer
reaktor, berada di sisi luar tabung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa uap
yang dihasilkan oleh pembangkit uap helikal bersifat lewat jenuh yakni sekitar 25
K di atas titik jenuhnya. Hal ini memberikan keunggulan komparatif dari segi
disain dan operasional pada SMR dibanding reaktor konvensional karena uap
lewat jenuh yang dihasilkan dapat mengurangi kerugian turbin dan sekaligus
meningkatkan efisiensi termodinamika.
23
Kata kunci : pembangkit uap helikal, SMR, PWR, uap lewat jenuh,
RELAP5
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 17 No. 2 Juni 2015, Hal. 59-66
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2015.17.2.2276
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2276/2125
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78289/file/view
24
FACTORS INFLUENCING HUMAN RELIABILITY OF HIGH
TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR OPERATION
Sigit Santoso
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety (PTKRN) – BATAN
ABSTRAK
Peran dan tindakan operator pada reaktor berpendingin gas akan berbeda dengan
peran operator pada operasi tipe reaktor lain. Analisis unjuk kerja operator dan
faktor yang berpengaruh dapat dilakukan secara komprehensif melalui analisis
keandalan manusia (HRA). Melalui HRA dampak dari kesalahan manusia pada
sistem maupun cara untuk mengurangi dampak dan frekuensi kesalahan dapat
diketahui. Makalah membahas faktor yang berpengaruh pada tindakan operator,
yaitu pada kejadian kecelakaan pendingin reaktor gas bersuhu tinggi-HTGR.
Analisis untuk kualifikasi faktor pembentuk kinerja (PSF) dilakukan berdasarkan
kurva keandalan fungsi waktu, dan metode keandalan manusia yang
dikembangkan berdasar pada aspek kognitif yaitu Cognitive Reliability and Error
Analysis Method (CREAM). Hasil analisis berdasar kurva keandalan fungsi waktu
menunjukkan komponen waktu berkontribusi positif pada peningkatan keandalan
operator (PSF<1) pada kondisi semua fitur keselamatan berfungsi sesuai
rancangan. Sedangkan pada metoda analisis dengan pendekatan kognitif CREAM
diketahui selain faktor ketersediaan waktu, faktor pelatihan dan rancangan HMI
juga berkontribusi meningkatkan keandalan operator. Faktor pembentuk kinerja
keseluruhan diketahui sebesar 0,25 dengan faktor kontribusi positif dominan atau
berpengaruh pada penurunan kesalahan manusia adalah ketersediaan waktu
(PSF=0,01), dan faktor kontribusi negatif dominan adalah prosedur dan siklus
kerja (PSF=5). Nilai PSF tersebut sebagai faktor pengali dalam perhitungan
probabilitas kesalahan manusia. Analisis faktor pembentuk kinerja perlu
dikembangkan pada skenario kejadian lain untuk selanjutnya digunakan untuk
25
perhitungan dan analisis keandalan manusia yang komprehensif dan perancangan
sistem interaksi manusia mesin di ruang kendali.
Kata kunci : PSF, HTGR, operator, ruang kendali, keandalan manusia
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 18 No. 3 Oktober 2016, Hal. 135-144
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.3.3017
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3017/2730
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78289/file/view
26
DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI), ESTIMASI DAN
ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA
Setiyanto
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN
ABSTRAK
Desain teras Reaktor Riset Inovatif (RRI). estimasi dan analisis distribusi panas
gamma. Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis
keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor
nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung
dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma
sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga
setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas
gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang
harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan
distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan
perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi
reflektor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan
divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor
memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari
reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor
menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan
di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah.
Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat
rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis
iradiasi.
Kata kunci : panas gamma, reaktor nuklir, reaktor riset, keselamatan
reaktor.
27
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 16 No.3 Oktober 2014, Hal. 160-168
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1847/1744
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78302/file/view
28
NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED
CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING
UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION
Susyadi, Hendro Tjahjono, D.T. Sony Tjahyani
Center for Nuclear Reactor Technology and Safety – PTKRN BATAN
ABSTRAK
Studi numerik proses kondensasi pada sistem pengungkung terendam untuk SMR
saat depresurisasi tak terkendali. Sejumlah desain reaktor modular daya kecil
(SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya.
Masing-masing reaktor tersebut memiliki inovasi tersendiri. Salah satunya adalah
reaktor NuScale yang menggunakan sistem pengungkung ukuran kecil berbahan
logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan baru ini memunculkan
tantangan baru karena pengendalian temperatur dan tekanan dalam pengungkung
dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan
panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu
diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini. Oleh karena itu, penelitian ini
akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap
kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya.
Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan
reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa
selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui.
Selain itu, desain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor
secara pasif. Penelitian ini juga melakukan analisis sensitivitas temperatur kolam
reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam
sebesar 17 0 C, pemindahan panas dari pengungkung ke kolam hanya sedikit
terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.
Kata kunci : pengungkung, kondensasi, RELAP5, NuScale, depresurisasi
29
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
BATAN
Volume : Vol. 19 No. 3 Oktober 2017, Hal. 149-158
Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.3.3680
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/3680/3243
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78306/file/view
30
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe
MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP
Amir Hamzah
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN
ABSTRAK
Analisis laju dosis neutron reaktor PLTN PWR 1000 mwe menggunakan program
MCNP. 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.
Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat
Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -
31
BATAN
Volume : Vol. 14 No.2 Juni 2012, Hal. 65-75
Doi/Link :
http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/1879/1776
https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78311/file/view