ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI"

Transkripsi

1 Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Abstrak ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI. Sehubungan dengan akan berakhirnya izin operasi reaktor Kartini pada tahun 2010, pihak pengoperasi saat ini mengajukan permohonan perpanjangan izin operasi reaktor. Sejalan dengan proses ini, Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, melakukan pengkajian independen terhadap keselamatan termohidrolika teras reaktor Kartini guna mendukung evaluasi terhadap Laporan Analisis Keselamatan (LAK) yang diajukan. Tulisan ini menyajikan prediksi laju alir sirkulasi alam di teras reaktor Kartini. Perhitungan dilakukan dengan menggunakan program PARET/ANL yang merupakan program komputer termohidrolik yang secara luas digunakan untuk perhitungan di teras reaktor. Dalam analisis ini teras reaktor dibagi menjadi dua daerah, yakni kanal panas dan kanal rata-rata. Kanal panas mewakili satu kanal pendingin di mana elemen bakar terpanas berada di dalamnya, sedangkan kanal rata-rata mewakili seluruh kanal lainnya. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa laju alir sirkulasi alam di kanal pendingin reaktor naik seiring dengan bertambahnya daya. Pada daya reaktor 100 kw diperoleh prediksi nilai laju alir sirkulasi alam sebesar 99.5 kg/(det.m 2 ) untuk kanal panas dan 84.2 kg/(det.m 2 ) untuk kanal rata-rata. Kata kunci:reaktor Kartini, laju alir pendingin, sirkulasi alam, kanal pendingin, teras reaktor, PARET/ANL Abstract ANALYSIS OF COOLANT FLOW RATE IN THE CORE OF REACTOR KARTINI. To anticipate the expiration of Operating License of Reactor Kartini in 2010, the Operating Organization is now submitting the application for Operating License renewal. In conjunction with this activity, the Center for Regulatory Assessment of Nuclear Installations and Nuclear Materials, Nuclear Energy Regulatory Agency, is performing independent safety assessment in thermal-hydraulic aspects to support the regulatory evaluation to the Safety Analysis Report of the reactor. This paper presents the prediction calculation on the flow rate of cooling water in reactor core. The calculation is performed using PARET/ANL, a thermal-hydraulic code widely applied in the reactor core calculation. For this analysis, the reactor core is subdivided into two different regions, i.e. hot channel and average channel. Hot channel represents one cooling channel with the hottest fuel element inside, while average channel represents the remaining channels. Calculation results show that the natural circulation flow rate of cooling water in the cooling channels is increasing with the increase of power. The analysis results in the prediction of natural circulation mass flow rate in the cooling channels of core to be 99.5 kg/(det.m 2 ) and 84.2 kg/(det.m 2 ) for hot channel and average channel respectively. Keywords:Reactor Kartini, coolant flow rate, natural circulation, cooling channel, reactor core, PARET/ANL 1. PENDAHULUAN Reaktor Kartini merupakan reaktor penelitian yang berlokasi di Yogyakarta yang dioperasikan oleh Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN). Saat ini PTAPB sedang mengajukan izin perpanjangan operasi reaktor ke BAPETEN sehubungan izin operasi reaktor tersebut akan habis masa berlakunya pada tahun Dalam pengajuan izin operasi reaktor, dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK) merupakan salah satu dokumen yang dipersyaratkan oleh BAPETEN untuk dilampirkan. Sejalan dengan proses tersebut, Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi 102

2 Prosiding Seminar Nasional ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : Bandung, 5 Nopember 2008 Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir (P2STPIBN) BAPETEN melakukan pengkajian mandiri terhadap keselamatan reaktor Kartini dalam terkait dengan tugas pengawasan. Hasil kajian ini digunakan untuk memberikan dukungan teknis kepada Direktorat Perizinan dalam proses evaluasi dokumen LAK yang diterima. Salah satu aspek yang dilakukan dalam pengkajian keselamatan ini adalah kajian termohidrolika teras reaktor Kartini, di mana pendinginan teras reaktor yang berlangsung secara sirkulasi alam merupakan salah satu parameter yang dianalisis. Metode yang diterapkan dalam kajian ini adalah dengan menggunakan program komputer termohidrolik PARET/ANL. 2. TUJUAN Tujuan kajian ini adalah untuk memperoleh prediksi laju alir pendingin teras reaktor Kartini mode sirkulasi alam dengan metode komputasi menggunakan paket program PARET/ ANL. Kajian ini dilakukan guna mendukung evaluasi perhitungan termohidrolik teras reaktor yang terdapat dalam LAK Reaktor Kartini yang saat ini tengah diajukan ke BAPETEN dalam rangka memperoleh perpanjangan izin operasi reaktor. 3. DESKRIPSI TERAS REAKTOR KARTINI Reaktor Kartini merupakan reaktor jenis TRIGA Mark II tipe kolam terbuka dengan desain daya 250 kw [1]. Berdasarkan izin dari BAPETEN, reaktor Kartini dioperasikan dengan daya nominal 100 kw. Kisi reaktor Kartini berbentuk anular yang terdiri atas 91 lubang masing-masing dengan diameter cm seperti dapat dilihat di Gambar. 1 yang diisi dengan elemen bakar, batang kendali, tabung iradiasi, serta elemen grafit. Teras reaktor memiliki ketinggian 58 cm dan dilingkupi oleh reflektor grafit berbentuk silinder dengan diameter dalam 45.7 cm. Teras dan reflektor ditopang oleh struktur penyangga yang dipasang di dasar tangki. Teras dan reflektor ini terendam dalam air setinggi 4.9 m. Dimensi kisi teras reaktor Kartini dapat diperoleh dari desain reaktor TRIGA Mark II seperti tercantum di Tabel 1. Tabel 1. Dimensi kisi reaktor TRIGA Mark-II [2] Ring Radius [cm] A B C D E F Dalam konfigurasi saat ini, teras reaktor Kartini memuat 67 elemen bakar tipe 104 dan 2 elemen bakar tipe 204 (Instrumented Fuel Element/IFE) serta 3 batang kendali yang terbuat dari serbuk B4C di dalam kelongsong aluminium yang menempati posisi C5, C9, dan E1. Komposisi elemen bakar kedua tipe ini sama, yakni daging bahan bakar adalah U-ZrH1.65 dengan kandungan uranium 8.5 % berat dengan pengkayaan 20 %. Elemen bakar ini berada di dalam kelongsong berbentuk tabung yang terbuat dari SS-304. Di antara daging bahan bakar dengan kelongsong terdapat celah (gap) yang diisi dengan He. Dimensi utama elemen bakar tipe104 dapat dilihat di Table 2. Tabel 2. Dimensi elemen bakar tipe 104 [1,2,3] Panjang total [cm] Dia. daging bahan bakar [cm] 36.3 Panjang aktif [cm] 38.1 Reflektor grafit, panjang bawah 9.39 [cm] 6.6 atas [cm] 3.75 Kelongsong, dia. luar [cm] 0.51 tebal [cm] 103

3 Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : Budi Rohman, BAPETEN Posisi di tengah-tengah teras adalah central thimble. Posisi di ring terluar selain yang berisi elemen bakar berisi tabung pneumatik, sumber neutron, atau elemen bakar tiruan dummy. Teras reaktor didinginkan oleh air yang ada di dalam tangki reaktor dengan mode sirkulasi alam. Air tangki ini selanjutnya disirkulasikan melalui sistem pendingin primer, di mana panasnya ditransfer ke sistem pendingin sekunder melalui alat penukar panas. 4. METODE PERHITUNGAN Perhitungan laju alir sirkulasi alam pendingin reaktor Kartini dilakukan dengan menggunakan program komputer PARET/ANL. Perhitungan dilakukan pada berbagai tingkat daya, mulai dari daya 10 kw sampai dengan daya nominalnya, yakni 100 kw Program PARET/ANL PARET/ANL merupakan program komputer yang menggabungkan kemampuan perhitungan termal, hidrodinamik, dan kinetika titik [4]. Teras dapat dimodelkan dalam satu sampai dengan empat daerah yang berlainan. Tiap-tiap daerah dapat memiliki parameter pembangkitan daya, laju alir massa pendingin, dan hidrolika yang berlainan. Daerah tersebut diwakili dengan dengan satu elemen bakar berbentuk silinder atau plat dengan kanal pendingin yang berhubungan dengannya. Elemen bakar dapat dibagi hingga 21 bagian aksial dengan perpindahan panas pada masing-masing bagian dihitung secara konduksi satu dimensi. Persamaan hidrodinamik juga diselesaikan secara satu dimensi pada masing-masing kanal pendingin tiap node waktu. Perpindahan panas dapat terjadi secara konveksi alam atau paksa, pendidihan inti, transisi, atau pendidihan film stabil. Air pendingin dapat mencakup fasa cair sub-dingin, rezim dua fasa, dan fasa uap lewat-panas. Program ini juga memiliki kemampuan untuk perhitungan pembalikan arah aliran air pendingin. Selain itu, program ini juga dapat menghitung void yang timbul dalam pendidihan sub-dingin Pemodelan Reaktor Kartini dalam PARET Susunan teras reaktor Kartini yang dimodelkan adalah konfigurasi seperti yang diuraikan di LAK Reaktor Kartini Bab V: Reaktor [1] seperti dapat dilihat di Gambar. 1. Dalam konfigurasi ini terdapat 69 elemen bakar dan 3 posisi batang kendali. Distribusi neutron diambil dari perhitungan neutronik menggunakan program MCNP5. Untuk menyederhanakan pemodelan kanal pendingin, posisi selain yang berisi elemen bakar atau batang kendali dianggap berisi batang grafit dummy dengan diameter sama dengan elemen bakar. Teras reaktor Kartini diwakili oleh dua buah kanal pendingin dengan pembangkitan daya yang berlainan, yakni kanal panas dan kanal rata-rata. Kanal panas mewakili 1 kanal dengan elemen bakar terpanas, sedangkan kanal rata-rata mewakili kanal-kanal yang berisi bahan bakar selebihnya yang berjumlah Pemodelan Kanal Pendingin Seperti sudah disebut di atas, susunan elemen bakar dan elemen lain dalam teras reaktor Kartini berbentuk anular. Dengan bentuk yang demikian maka luasan aliran pendingin menjadi berlainan dari satu ring ke ring yang lain. Pada pemodelan dalam PARET, susunan elemen bakar ini didekati dengan kisi (lattice) triangular, yakni tiap-tiap kanal terdiri dari sekelompok tiga batang elemen bakar dengan aliran pendingin di antaranya. Teras reaktor Kartini memiliki bentuk simetri dalam 1 /6 bagian seperti dapat dilihat 104

4 Prosiding Seminar Nasional ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : Bandung, 5 Nopember 2008 di Gambar. 1. Pitch (P) = cmluas aliran kanal = cm 2 Jarak pusat elemen bakar-pusat aliran pendingin (RN)= cm Gambar 1. Konfigurasi teras reaktor Kartini [1,8] Susunan kanal dengan kisi triangular untuk 1 /6 bagian teras tersebut dapat dilihat di Gambar. 2. Jarak antar elemen bakar (pitch) dihitung dengan merata-ratakan jarak antara dua pusat elemen bakar pada ruas-ruas garis seperti digambarkan di Gambar. 2. Gambar 3. Kanal pendingin dengan kisi triangular Pemodelan Elemen Bakar Arah aksial Elemen bakar reaktor dibagi menjadi 21 daerah aksial dan 21 titik node. Fluks neutron di masing-masing titik node merupakan fluks neutron relatif yang didefinisikan sebagai perbandingan antara fluks neutron setempat dengan fluks neutron rata-rata teras. Distribusi fluks neutron ini diwakili oleh distribusi pembangkitan daya dalam setiap sel elemen bakar. Pembagian elemen bakar dan kanal pendingin pada arah aksial dapat dilihat di Gambar. 4. Gambar 2. Kisi triangular elemen bakar dalam 1/6 bagian teras Dengan alasan simetri ini, pitch yang 1 dihitung untuk /6 bagian teras dapat dianggap mewakili seluruh teras. Dengan berdasar pada geometri teras reaktor sebagaimana telah diuraikan di atas, diperoleh dimensi untuk kisi triangular reaktor Kartini (lihat Gambar. 3 sebagai berikut: Gambar 4. Pemodelan elemen bakar arah aksial 105

5 Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : Budi Rohman, BAPETEN bakar ini dimodelkan dalam 3 zona atau bagian sesuai dengan material penyusunnya sebagaimana digambarkan di Gambar. 5. Pembagian node radial untuk masing-masing bagian adalah sebagai berikut: Daging bahan bakar : 5 Celah : 2 Kelongsong : 2 Gambar 5. Pemodelan elemen bakar arah radial arah radial Susunan elemen bakar reaktor dari dalam ke luar meliputi daging bahan bakar (fuel meat), celah yang berisi He, dan kelongsong yang dibuat dari SS-304. Elemen Sifat-sifat termal elemen bakar yang digunakan dalam perhitungan ini dapat dilihat di Tabel 3. Tabel 3. Sifat termal elemen bakar. Material Konduktivitas panas [W/(m. o C)] Panas spesifik volumetrik [J/(m3. o C)] Daging bahan bakar (8.5 % weight U-ZrH1.6)[5] T Celah (He)[6] Kelongsong SS-304[7] T T Distribusi Fluks Neutron Distribusi fluks neutron yang digunakan dalam analisis ini didasarkan pada konfigurasi teras sebagaimana dijelaskan di atas dan dihitung dengan program MCNP5. Dalam pemodelan di MCNP, komposisi elemen bakar yang digunakan adalah komposisi elemen bakar segar tanpa memperhitungkan fraksi bakar. Dalam pemodelan ini ketiga batang kendali dianggap ditarik ke atas seluruhnya sehingga posisinya di teras digantikan oleh air, dan posisi tabung pneumatik dianggap sebagai ruang hampa. Input untuk program MCNP dibangkitkan dengan menggunakan program bantu TrigaMCNP [8]. Dalam perhitungan ini elemen bakar aktif dibagi menjadi 15 daerah aksial. Dalam input untuk perhitungan di program PARET elemen bakar dibagi menjadi 21 daerah aksial sebagaimana dijelaskan di atas di mana nilai fluks neutron untuk masing-masing titik dihitung dengan membangkitkan persamaan polinomial berdasarkan distribusi fluks neutron sebagaimana dihitung oleh MCNP. Dari perhitungan dengan MCNP diperoleh faktor puncak daya (Power Peaking Factor/PPF) sebesar 1.88 untuk kanal panas dan 1.25 untuk kanal rata-rata. Distribusi fluks neutron yang berasal dari perhitungan dengan MCNP dan pendekatan yang digunakan sebagai input untuk program PARET/ANL baik untuk kanal panas maupun rata-rata dapat dilihat di Gambar

6 Prosiding Seminar Nasional ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : Bandung, 5 Nopember 2008 ke-5 dikenakan aliran coast-down sehingga pada detik ke 15 fraksi laju alir pompa menjadi 0. Grafik pemodelan aliran sirkulasi alam ini dapat dilihat di Gambar. 7. Gambar 6. Distribusi fluks neutron Pemodelan dan Asumsi Lain Perhitungan termohidrolik teras reaktor Kartini menggunakan program PARET ini menggunakan kode operasi power level specified. Temperatur pendingin masuk teras adalah 35 o C yang merupakan batas atas temperatur masuk tangki reaktor dari sistem primer sebagaimana disebutkan dalam Bab VII: Batasan dan Kondisi Operasi LAK Reaktor Kartini [1]. Waktu total perhitungan adalah 100 detik yang merupakan rentang waktu maksimum dalam perhitungan dengan program PARET. Parameter hasil perhitungan dianggap representatif kalau nilainya sudah stabil. Gambar 7. Laju alir massa pompa Pemodelan Aliran Sirkulasi Alam Program PARET memerlukan masukan aliran pendingin agar bisa dijalankan. Untuk melakukan simulasi aliran sirkulasi alam, pada saat-saat awal perhitungan aliran pendingin diberi nilai. Sesudah itu, pada aliran pendingin diberikan coast-down sampai nilai yang diberikan menjadi 0 (nol), sehingga aliran yang timbul sesudah saat tersebut adalah aliran sirkulasi alam yang timbul akibat pemanasan air pendingin oleh elemen bakar sehingga menimbulkan perbedaan kerapatan air antara bagian bawah dengan bagian atasnya. Dalam perhitungan ini, pemodelan aliran pendingin dilakukan dengan mengkombinasikan antara laju alir masuk teras (kartu 10000) dengan fraksi laju alir pompa (kartu 17000). Fraksi laju alir pompa pada awal waktu perhitungan (detik ke-0) diberi nilai 1, kemudian mulai pada detik 5. HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN 5.1. Pembentukan Aliran Sirkulasi Alam Perhitungan pendinginan sirkulasi alam dilakukan dengan menerapkan aliran coast-down sebagaimana telah dijelaskan di atas. Untuk menentukan nilai awal laju alir yang akan dimasukkan sebagai input untuk seluruh variasi daya reaktor, dilakukan eksekusi program untuk kanal panas pada daya reaktor 100 kw. Rentang nilai awal laju alir pendingin yang digunakan adalah 50 s/d 500 kg/(det.m 2 ) dengan arah aliran ke bawah. Dengan diterapkannya coast-down, maka aliran ke bawah ini berkurang secara berangsur-angsur, sehingga ketika gaya apung ke atas yang ditimbulkan oleh pemanasan elemen bakar pada pendingin mulai seimbang atau lebih besar dari pada gaya aliran ke bawah maka aliran sirkulasi alam ke arah atas mulai terbentuk. Menurut hasil perhitungan ini, nilai laju alir pendingin sirkulasi alam mencapai stabil mulai sekitar 107

7 Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : Budi Rohman, BAPETEN detik ke 25 untuk seluruh nilai awal seperti dapat dilihat di Gambar. 8. Gambar 8. Profil pencapaian keadaan tunak laju alir sirkulasi alam untuk kanal panas pada daya reaktor 100 kw untuk berbagai nilai awal. Gambar. 9. Dari Tabel 4 terlihat bahwa nilai tunak laju alir sirkulasi alam ini konvergen pada suatu kisaran nilai yang hampir sama untuk rentang nilai awal yang cukup luas. Untuk perhitungan selanjutnya digunakan nilai awal 50 kg/(det.m 2 ) (arah ke bawah) dengan pertimbangan bahwa semakin kecil nilai awal yang digunakan maka akan semakin cepat sirkulasi alam terbentuk Laju Alir Pendingin Gambar 10. Laji alir pendingin sirkulasi alam pada berbagai tingkat daya. Gambar 9. Nilai tunak laju alir sirkulasi alam di kanal panas pada daya reaktor 100 kw untuk berbagai nilai awal Tabel 4. Laju alir sirkulasi alam di kanal panas untuk daya reaktor 100 kw. Laju alir awal [kg/(sec.m2)] Laju alir sirkulasi alam [kg/(sec.m2)] Untuk daya 100 kw, dengan rentang nilai awal laju alir tersebut diperoleh nilai tunak laju alir sirkulasi alam antara kg/(det.m 2 ). Nilai selengkapnya dapat dilihat di Tabel 4, sedang grafiknya dapat dilihat di Perhitungan laju alir pendingin di teras reaktor Kartini dilakukan pada rentang daya 10 sampai dengan 100 kw. Laju alir pendingin sirkulasi alam ini naik seiring dengan bertambahnya daya seperti dapat dilihat di Gambar. 10. Hal ini timbul karena semakin tinggi daya reaktor maka semakin besar panas yang diberikan ke air pendingin. Ini menimbulkan perbedaan kerapatan air antara bagian di sekitar elemen bakar dengan di bagian atasnya yang semakin besar sehingga semakin besar pula gaya apungnya. Nilai laju alir pendingin untuk masing-masing tingkat daya pada kanal rata-rata dan kanal panas dapat dilihat di Tabel 5. Kenaikan laju alir sirkulasi alam ini semakin besar atau lerengnya semakin curam pada daya yang lebih tinggi sebagaimana dapat dilihat di Gambar. 10. Laju alir 108

8 Prosiding Seminar Nasional ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : Bandung, 5 Nopember 2008 sirkulasi alam untuk daya nominal 100 kw adalah sebagai berikut: Kanal panas : 99.5 kg/(det.m 2 ) Kanal rata-rata : 84.2 kg/(det.m 2 ) Tabel 5. Nilai laju alir pendingin di teras reaktor Kartini. Daya [kw] Laju Alir Sirkulasi Alam [kg/(det.m2)] Kanal Panas Kanal Rata KESIMPULAN Berdasarkan hasil perhitungan ini dapat dapat disimpulkan bahwa laju alir sirkulasi alam pendingin reaktor naik seiring dengan bertambahnya daya. Kenaikan laju sirkulasi alam ini makin besar pada daya yang semakin tinggi. Pada daya 100 kw diperoleh laju alir pendingin sirkulasi alam pada teras reaktor Kartini sebagai berikut : Kanal panas : 99.5 kg/(det.m 2 ) Kanal rata-rata : 84.2 kg/(det.m 2 ) DAFTAR PUSTAKA [1] Badan Tenaga Nuklir Nasional, Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Kartini Rev. 7. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB)-BATAN, Yogyakarta, [2] Ravnik, M., Description of TRIGA Reactor ( [3] Villa, M., et. al., The New Area Monitoring System and The Fuel Database of The TRIGA Mark II Reactor in Vienna. [4] Woodruff, W.L., A User Guide for the Current ANL Version of the PARET Code. Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, December [5] Simnad, M.T., The U-ZrHx Alloy: Its Properties and Use in TRIGA Fuel. General Atomic, February [6] Candalino, Robert W.,Engineering Analysis of Low Enriched Uranium Fuel Using Improved Zirconium Hydride Cross Sections. Texas A&M University, August [7] Incropera, Frank P., et. al., Introduction to Heat Transfer. John Wiley & Sons, New York, [8] Yazid, Putranto Ilham,TrigaMCNP Ver. 9.0 (computer program). Center for Nuclear Technology of Materials and Radiometry, National Nuclear Energy Agency (BATAN), Bandung, January

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) ABSTRAK Verifikasi

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor Kartini merupakan reaktor nuklir tipe TRIGA Mark II (Training Research and Isotop Production by General Atomic) yang mempunyai daya maksimum 250 kw dan beroperasi

Lebih terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik

Lebih terperinci

ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)

ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP. (A.R. Antariksawan) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 ABSTRAK A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN

Lebih terperinci

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI

ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI ISSN 1411 240X Analisis Keselamatan Termohidrolik Bulk Shielding... (Azizul Khakim) ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI Azizul Khakim BAPETEN, Jl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta

Lebih terperinci

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN

Lebih terperinci

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH

Lebih terperinci

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir

Lebih terperinci

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan

Lebih terperinci

STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA

STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA STUDI PENGEMBANGAN DESAIN TERAS REAKTOR NUKLIR RISET 2 MWTH DENGAN ELEMEN BAKAR PLAT DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Aryadi Suwono 1, Nathanael P. Tandian 1, Efrizon Umar 2 1 Kelompok Keahlian Konversi

Lebih terperinci

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman

KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI. Budi Rohman Koefisien Temperatur Bahan Bakar Reaktor Kartini (Budi Rohman) ISSN 1411 3481 KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR BAHAN BAKAR REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,

Lebih terperinci

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR

ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR ANALISIS TRANSIEN AKIBAT KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PADA TERAS SILISIDA RSG-GAS MENGGUNAKAN KODE EUREKA-2/RR Oleh Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,

Lebih terperinci

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL

KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132

Lebih terperinci

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR

Lebih terperinci

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA

Lebih terperinci

ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER

ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER ANALISIS PERBANDINGAN KINERJA PERANGKAT BAHAN BAKAR PLTN TIPE PWR AP 1000 DAN PWR 1000 MWe TIPIKAL DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER Arif Nurmawan 1), Suroso 2) dan Harto Tanujaya 1) 1) Program Studi

Lebih terperinci

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.

ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW. 68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK

Lebih terperinci

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan

Lebih terperinci

VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI

VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI VALIDASI PROGRAM KOMPUTER TRIGA-MCNP DENGAN PERCOBAAN KEKRITISAN REAKTOR KARTINI Argo Satrio Wicaksono dan Syarip, BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb Yogyakarta email: argosw@batan.go.id ABSTRAK VALIDASI

Lebih terperinci

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI

PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.

Lebih terperinci

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K

OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014 Pontianak, 19 Juni 2014 OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Ign. Djoko Irianto, Sri Sudadiyo, Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi dan

Lebih terperinci

STUDI TEORITIK KARAKTERISTIK ALIRAN PENDINGIN DI SEKITAR TERAS REAKTOR TRIGA 2000 MENGGUNAKAN CFD. Mahasiswa Pascasarjana Institut Teknologi Bandung 2

STUDI TEORITIK KARAKTERISTIK ALIRAN PENDINGIN DI SEKITAR TERAS REAKTOR TRIGA 2000 MENGGUNAKAN CFD. Mahasiswa Pascasarjana Institut Teknologi Bandung 2 STUDI TEORITIK KARAKTERISTIK ALIRAN PENDINGIN DI SEKITAR TERAS REAKTOR TRIGA 2000 MENGGUNAKAN CFD Oleh E.Umar1, N.P.Tandian2, T.Hardianto2, A.Suwono2 dan A.D.Pasek2 1 Mahasiswa Pascasarjana Institut Teknologi

Lebih terperinci

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa

Lebih terperinci

STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR

STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR (SMR) Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1 Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik,

Lebih terperinci

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN. EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta

Lebih terperinci

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com

Lebih terperinci

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal. J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,

Lebih terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

Lebih terperinci

Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini

Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Kajian Awal Aspek Neutronik Dari Rancangan Konseptual Fasilitas ADS Berbasis Reaktor Kartini Bagian dari PROGRAM INSENTIF PENINGKATAN KEMAMPUAN PENELITI DAN PEREKAYASA TAHUN 2011 Tegas Sutondo Disampaikan

Lebih terperinci

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5

PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 Urania Vol. 16 No. 4, Oktober 2010 : 145-205 PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SUB-KANAL ELEMEN BAKAR AP-1000 MENGGUNAKAN RELAP5 ABSTRAK Suroso (1) dan Sukmanto Dibyo (1) Pusat Teknologi Rekayasa dan Keselamatan

Lebih terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

REAKTOR PEMBIAK CEPAT REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Elemen bakar yang telah digunakan pada reaktor termal masih dapat digunakan lagi di reaktor pembiak cepat, dan oleh karenanya reaktor ini dikembangkan untuk menaikkan rasio

Lebih terperinci

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek ANALISIS PENGARUH FRAKSI VOLUME NANOPARTIKEL Al 2 O 3 TERHADAP KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA DI TERAS REAKTOR NUKLIR BERBAHAN BAKAR SILINDER DENGAN SUSUNAN SUB BULUH SEGI ENAM Anwar Ilmar

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder JURNAL Teori dan Aplikasi Fisika Vol. 04, No.01, Januari Tahun 2016 Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Lebih terperinci

HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS

HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS Bab 5 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS 5.1 Data Spesi kasi GCFR No Parameter Spesi kasi 1 Power 600 MW th 2 Power density teras reaktor 100 MW=m 3 3 Power density rata-rata 55 MW=m 3 4 Tekanan pendingin

Lebih terperinci

ANALISIS TERMOHIDROLIK TEMPAT PENYIMPANAN BAHAN BAKAR DI BULK SHIELDING MENGGUNAKAN CFD FLUENT

ANALISIS TERMOHIDROLIK TEMPAT PENYIMPANAN BAHAN BAKAR DI BULK SHIELDING MENGGUNAKAN CFD FLUENT ANALISIS TERMOHIDROLIK TEMPAT PENYIMPANAN BAHAN BAKAR DI BULK SHIELDING MENGGUNAKAN CFD FLUENT Tri Nugroho Hadi Susanto, Sigit Pramana -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS TERMOHIDROLIK

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor 1 BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Seiring dengan berkembangnya teknologi dan peradabaan manusia, kebutuhan terhadap energi mengalami peningkatan yang cukup tinggi. Untuk mencukupi kebutuhan-kebutuhan

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak

Lebih terperinci

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR BAB IV DATA DAN ANALISIS BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR 4.1 Parameter Desain Teras Reaktor 4.1.1 Komposisi bahan bakar pada teras reaktor Dalam pendesainan reaktor ini pertama kali

Lebih terperinci

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI

ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN TERHADAP KEMAMPUAN SHUTDOWN BATANG KENDALI PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo PTAPB-BATAN, Jl. Babarsari Kotak Pos 1008 Yogyakarta 55010, Abstrak ANALISIS PENGARUH PENGOPERASIAN

Lebih terperinci

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN

BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne

Lebih terperinci

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,

Lebih terperinci

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O

STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri

Lebih terperinci

KAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB)

KAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB) Kajian Keselamatan Pengoperasian Reaktor Triga 2000 Bandung Dengan Menggunakan Batang Kendali Reaktor Triga 2000 Tanpa Bahan Bakar (BKRTTBB) ISSN 1411 3481 (Prasetyo) KAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR

Lebih terperinci

KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS

KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS Erlanda Kurnia 1, Giarno 2, G.B. Heru K 2, Joko Prasetio 2, Mulya Juarsa 2 1 Jurusan Teknik Mesin Fakultas

Lebih terperinci

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)

OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :

Lebih terperinci

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA S. Nitiswati 1), Djoko H.N 1), Yudi Pramono 2) 1) Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN 2) Direktorat Pengaturan, Pengawasan Instalasi

Lebih terperinci

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor

Lebih terperinci

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1

PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 PENENTUAN PREDIKSI WAKTU EKSPERIMEN PERPINDAHAN KALOR PENDIDIHAN MENGGUNAKAN BUNDEL UJI QUEEN-1 Giarno, G.Bambang Heru, Joko Prasetyo W Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN

Lebih terperinci

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah

Lebih terperinci

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN

Lebih terperinci

EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK

EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK EVALUASI PARAMETER DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SUB KANAL PLTN AP1000 PADA KONDISI TUNAK Muh. Darwis Isnaini, Sukmanto Dibyo, Suroso, Geni Rina S, Endiah P. Hastuti, Muh. Subekti Email : darwis@batan.go.id

Lebih terperinci

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya

Lebih terperinci

PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR

PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR PENELITIAN KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI DINGIN REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 SET Abstrak Kecelakaan kehilangan pendingin (LOCA) merupakan kecelakaan besar yang dipostulasikan

Lebih terperinci

FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya

FORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA

Lebih terperinci

UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK

UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK Gatot Praptoriadi, Hudi Hastowo, Kumia Putranta, Dewanto Saptoadi ABSTRAK UJI BENCHMARK TERMOHlDRAULIKA TERAS KERJA RSG-GAS DALAM

Lebih terperinci

PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR

PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR PEMERIKSAAN/VERIFIKASI INFORMASI DESAIN REAKTOR NUKLIR Farid Noor Jusuf, Suci Prihastuti, Dahlia C. Sinaga Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir ABSTRAK

Lebih terperinci

SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR)

SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR) Available online at Website http://ejournal.undip.ac.id/index.php/rotasi SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR) *Anwar Ilmar

Lebih terperinci

VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN

VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN VERIFIKASI ULANG ALAT PENUKAR KALOR KAPASITAS 1 kw DENGAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN Harto Tanujaya, Suroso dan Edwin Slamet Gunadarma Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas

Lebih terperinci

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi

Lebih terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang

Lebih terperinci

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP

PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP PERHITUNGAN INTEGRAL RESONANSI PADA BAHAN BAKAR REAKTOR HTGR BERBENTUK BOLA DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM VSOP Elfrida Saragi PPIN BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, Indonesia 15310 Email

Lebih terperinci

KAJIAN KESELAMATAN REAKTOR KARTINI DENGAN TERAS BERBAHAN BAKAR PLAT U3Si2-Al.

KAJIAN KESELAMATAN REAKTOR KARTINI DENGAN TERAS BERBAHAN BAKAR PLAT U3Si2-Al. Kajian Keselamatan Reaktor Kartini Dengan Teras Berbahan Bakar Plat U3Si2-Al (Tri Wulan Tiptono, Tri Nugroho) KAJIAN KESELAMATAN REAKTOR KARTINI DENGAN TERAS BERBAHAN BAKAR PLAT U3Si2-Al SAFETY ASSESSMENT

Lebih terperinci

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada

Lebih terperinci

SIMULASI PERSOALAN KONDUKSI PANAS PADA KONDISI TUNAK UNTUK ELEMEN BAHAN BAKAR REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG

SIMULASI PERSOALAN KONDUKSI PANAS PADA KONDISI TUNAK UNTUK ELEMEN BAHAN BAKAR REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG SIMULASI PERSOALAN KONDUKSI PANAS PADA KONDISI TUNAK UNTUK ELEMEN BAHAN BAKAR REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG Elfrida Saragi *, Henky P.R. **, Utaja *** ABSTRAK SIMULASI PERSOALAN KONDUKSI PANAS PADA KONDISI

Lebih terperinci

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010 Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri

Lebih terperinci

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 1, Khairul Handono 1, Sapta Teguh P 1 1 PRPN-BATAN, Komplek Puspiptek Gd.71 Serpong, Tangerang 15310 ABSTRAK RANCANG

Lebih terperinci

Pemodelan Distribusi Suhu pada Tanur Carbolite STF 15/180/301 dengan Metode Elemen Hingga

Pemodelan Distribusi Suhu pada Tanur Carbolite STF 15/180/301 dengan Metode Elemen Hingga Pemodelan Distribusi Suhu pada Tanur Carbolite STF 15/180/301 dengan Metode Elemen Hingga Wafha Fardiah 1), Joko Sampurno 1), Irfana Diah Faryuni 1), Apriansyah 1) 1) Program Studi Fisika Fakultas Matematika

Lebih terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN Muhammad Ilham, Annisa Khair, Mohamad Yusup, Praba Fitra Perdana, Nata Adriya, Rizki Budiman 121178, 12115, 121177, 121118, 12116, 12114 Program Studi Fisika, Institut

Lebih terperinci

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung

Lebih terperinci

KINERJA PIPA KALOR DENGAN STRUKTUR SUMBU FIBER CARBON dan STAINLESS STEEL MESH 100 dengan FLUIDA KERJA AIR

KINERJA PIPA KALOR DENGAN STRUKTUR SUMBU FIBER CARBON dan STAINLESS STEEL MESH 100 dengan FLUIDA KERJA AIR KINERJA PIPA KALOR DENGAN STRUKTUR SUMBU FIBER CARBON dan STAINLESS STEEL MESH 100 dengan FLUIDA KERJA AIR I Wayan Sugita Program Studi Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Negeri Jakarta e-mail

Lebih terperinci

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01

ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01 ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PADA COOLER TANK FASSIP - 01 Oleh : Aprianto Tangkesalu Dosen Pembimbing : Prof.Dr.Ir.I Gusti Bagus Wijaya Kusuma : Ir.I Nengah Suarnadwipa, MT ABSTRAKSI FASSIP-01 merupakan

Lebih terperinci

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 2, Khairul Handono 3 dan Sapta Teguh P 4 1, 2, 3, 4 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung

Lebih terperinci

Diterima editor 29 Agustus 2011 Disetujuai untuk publikasi 30 September 2011

Diterima editor 29 Agustus 2011 Disetujuai untuk publikasi 30 September 2011 I Nomor : 266/AU1/P2MBI/05/2010 Perolehan Suhu Air Pendingin Primer... (Reinaldy Nazar) PEROLEHAN SUHU AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000KETIKA PENAMBAHAN CEROBONG DAN PELAT PENUKAR PANAS Reinaldy

Lebih terperinci

IV. HASIL DAN PEMBAHASAN

IV. HASIL DAN PEMBAHASAN IV. HASIL DAN PEMBAHASAN 4.1 RANCANGAN OBSTACLE Pola kecepatan dan jenis aliran di dalam reaktor kolom gelembung sangat berpengaruh terhadap laju reaksi pembentukan biodiesel. Kecepatan aliran yang tinggi

Lebih terperinci

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong

I. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai

Lebih terperinci

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL

ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL 186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR

Lebih terperinci

ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING

ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING ASPEK KESELAMATAN RADIASI TEMPAT PENYIMPAN BAHAN BAKAR TERIRRADIASI DI BULKSHIELDING Umar Sahiful Hidayat, Puradwi Ismu Wahyono, Mahrus Salam -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK ASPEK

Lebih terperinci

OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT

OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI

Lebih terperinci

PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER

PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER PENINGKATAN UNJUK KERJA KETEL TRADISIONAL MELALUI HEAT EXCHANGER Rianto, W. Program Studi Teknik Mesin Universitas Muria Kudus Gondangmanis PO.Box 53-Bae, Kudus, telp 0291 4438229-443844, fax 0291 437198

Lebih terperinci

Pemanfaatan Sistem Pengondisian Udara Pasif dalam Penghematan Energi

Pemanfaatan Sistem Pengondisian Udara Pasif dalam Penghematan Energi Pemanfaatan Sistem Pengondisian Udara Pasif dalam Penghematan Energi Lia Laila Prodi Teknologi Pengolahan Sawit, Institut Teknologi dan Sains Bandung Abstrak. Sistem pengondisian udara dibutuhkan untuk

Lebih terperinci

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World 1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian

Lebih terperinci

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet

Lebih terperinci

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS 176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA PADA NANOFLUIDA AIR-ZrO 2 DI DALAM SUB-BULUH VERTIKAL SEGIEMPAT. Ketut Kamajaya, Efrizon Umar

STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA PADA NANOFLUIDA AIR-ZrO 2 DI DALAM SUB-BULUH VERTIKAL SEGIEMPAT. Ketut Kamajaya, Efrizon Umar ABSTRAK STUDI EKSPERIMENTAL PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA PADA NANOFLUIDA AIR-ZrO 2 DI DALAM SUB-BULUH VERTIKAL SEGIEMPAT Ketut Kamajaya, Efrizon Umar Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan Jalan

Lebih terperinci

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014 ISSN 1411 240X Desain teras alternatif untuk reaktor... (Iman Kuntoro) DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi

Lebih terperinci