STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud *

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud *"

Transkripsi

1 STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud * ABSTRAK STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Kebutuhan energi di dunia semakin lama semakin meningkat. Sumber energi yang mayoritas dipakai saat ini masih berasal dari bahan bakar fosil yang tidak terbarukan dan dari aspek lingkungan menghasilkan emisi gas rumah kaca seperti CO 2. Salah satu solusi yang bisa dipakai adalah menggunakan energi nuklir sebagai bahan bakar. Small Medium Reactor (SMR) adalah sebuah tipe reaktor nuklir yang memiliki daya di bawah 700 MW. Oleh karena itu penelitian ini menggunakan reaktor PWR dengan daya 200 MWt dengan NHR-200 sebagai pembandingnya. Penelitian ini meliputi aspek netronik dan termal hidrolik pada teras serta perhitungan sirkulasi alamiah pada reaktor kecil bertipe PWR dengan daya 200MWt. Perhitungan netronik diselesaikan dengan menggunakan kode komputer SRAC dan didapatkan distribusi fluks dan kerapatan daya. Distribusi kerapatan daya ini dipakai untuk menghitung aspek termal hidrolik seperti kenaikan temperatur pada coolant dan penurunan tekanan coolant. Didapatkan hasil perhitungan termal hidrolik yaitu temperatur outlet rata-rata sebesar 211, C untuk laju aliran massa coolant pada tiap kanal sebesar 19,54 gr/s dan penurunan tekanan sebesar 0,4527 bar. Agar dapat terjadi sirkulasi alamiah di reaktor, maka perlu adanya chimney dengan ketinggian sekitar 65,4797 m. Kata kunci: Netronik, NHR-200, SMR, Sirkulasi Alamiah, Termal Hidrolik ABSTRACT CONCEPTUAL DESIGN STUDY OF SMALL REACTOR 200 MWth AND THE POSSIBILITY TO APPLY NATURAL CIRCULATION IN ITS COOLING SYSTEM. The world's energy needs are rising rapidly. The majority of the energy sources used today is from fossil fuels which are not renewable and from the environmental aspects this sources produce greenhouse gas emissions such as CO 2. One of solutions that can be used is using of nuclear energy as a fuel. Small Medium Reactors (SMRs) is a type of nuclear reactor that has a power below 700 MW. One example of the SMRs is a Nuclear Heating Reactor (NHR) 200 MWth which has developed in China with the 200MWt. This study includes the neutronic and thermal hydraulic aspects and natural circulation of the small PWR reactor with power 200MWt. Neutronic calculations completed using computer codes SRAC and the distribution of flux and power density was obtained. Power density distribution is used to calculate the thermal hydraulic aspects such as the increasing coolant temperature and coolant pressure drop. The result of the maximum outlet temperature is 211, C for the coolant mass flow rate of 19,54 gr/s and the value of pressure drop is 0,4527 bar. Chimney with height about 65,4797 m is need to make fully natural circulation in reactor. Keywords: Natural Circulation, Neutronic, NHR-200, SMR, Thermal Hydraulic * Nuclear Physics Laboratory, Program Studi Fisika ITB, adhiprib@gmail.com 122

2 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) PENDAHULUAN Pembangkit listrik tenaga nuklir sudah mulai digunakan pada tahun 1950an. Ukuran dari reaktor pun semakin berkembang dari mulai 60MWe sampai 1600MWe [1]. Namun di satu sisi ada juga beberapa reaktor dengan ukuran kecil dengan daya sekitar 190 MWt seperti yang digunakan pada kapal selam. Kemudian IAEA mendefiniskan reaktor jenis kecil apabila dayanya di bawah 300 MWe dan jenis medium bila dayanya maksimum mencapai 700 MWe, kedua jenis reaktor ini dikenal sebagai Small and Medium Reactors (SMRs) [1]. Dalam kasus lain, SMR sedang dikembangkan untuk menjawab kebutuhan-kebutuhan tertentu, terutama dalam kaitannya dengan keamanan dan masalah penerimaan publik terhadap reaktor nuklir. Persyaratan yang dikeluarkan di berbagai negara terkait fitur untuk SMR memiliki sejumlah poin [2]: Desain yang lebih sederhana dan lebih kasar; Margin keamanan yang lebih meningkat. Misalnya, adanya waktu yang lebih lama sebelum operator melakukan tindakan yang diperlukan apabila terjadi situasi abnormal; Resiko kerusakan pada teras lebih rendah, sehingga dan konsekuensi kecelakaan lebih kecil bagi penduduk apabila terjadi kasus kerusakan teras. SMRs merupakan reaktor serbaguna yang dapat dimanfaatkan untuk berbagai kepentingan [1]. Negara-negara di dunia pun sudah mengembangkan beberapa tipe untuk SMRs ini. Beberapa contoh dari SMR yang bertipe reaktor dengan pendingin air ringan (light water reactor) antara lain adalah KLT-40S, RITM-200, VBER-150, dan VBER-300 yang dikembangkan oleh Rusia. Kemudian ada juga IRIS (International Reactor Innovative and Secure), Westinghouse SMR, mpower, dan SMR-160 yang dikembangkan oleh Amerika Serikat. Negara-negara di kawasan Asia pun tidak ketinggalan untuk mengembangkan SMRs ini. Contohnya adalah negara seperti Korea dan Cina. Korea melalui KAERI (Korea Atomic Research Institute) mengembangkan reaktor SMART dengan daya 100MWe dan Cina melalui INET (International Nuclear Energy Technology) mengembangkan Nuclear Heating Reactor (NHR) dengan daya 200MWt. Pengembangan NHR-200 di Cina dilatabekangi persoalan energi yang masih banyak menggunakan bahan bakar dari batu bara yang memberikan permasalahan bagi lingkungan. INET sudah mulai mengembangkan NHR sejak tahun 1980an dengan pilot project pertama sebuah reaktor pemanas riset NHR-5 dengan daya 5MWt yang mulai beroperasi tahun 1989 [3]. KONSEP DESAIN Spesifikasi reaktor kecil dengan daya 200 MWt didesain berdasarkan jenis reaktor PWR. Sebagai pembanding, digunakan reaktor NHR-200 yang telah dikembangkan oleh Cina. Beberapa variabel yang akan dihitung sedikit berbeda dengan spesifikasi NHR-200 yang digunakan sebagai pembanding. Variabel yang membedakannya antara lain untuk desain reaktor 200 MWt ini digunakan reflektor setebal 30 cm pada sisi luar dari teras aktif berbentuk silinder yang berdimensi diameter 1,9 m dan tinggi 1,9 m. Selain itu, bahan bakar yang digunakan adalah U-238 dan U-235 dengan pengayaan U- 235 yang divariasikan mulai dari dua jenis pengayaan sampai tiga jenis pengayaan. Untuk 123

3 Studi Desain Konseptual Reaktor Kecil 200 MWT dan Aplikasi... (Pribadi Mumpuni Adhi, Zaki Su ud) kasus dua jenis pengayaan, teras reaktor dibagi ke dalam tiga region (R1, R2, dan R3) dengan region paling dalam (R1 dan R2) untuk bahan bakar sedangkan region paling luar (R3) untuk reflektor. Sementara, untuk kasus tiga jenis pengayaan, teras reaktor dibagi ke dalam empat region (R1, R2, R3, dan R4) dengan tiga region paling dalam adalah untuk bahan bakar (R1, R2,dan R3), dan region paling luar adalah untuk reflektor (R4). Pengayaan U-235 untuk arah aksial (sumbu-z) dilakukan secara homogen. Pemvariasian pengayaan U-235 ini dilakukan untuk mendapatkan hasil yang lebih optimum dengan membandingkan nilai peaking ratio dari distribusi fluks yang dihasilkan dan distribusi daya. Desain geometri teras dapat dilihat pada Gambar 1. Gambar 1. Konfigurasi Teras Reaktor dan Daerah Pengayaan Pendingin di dalam teras reaktor mengalir melalui coolant channel, yaitu celah-celah diantara fuel rods. Pada penelitian ini jenis geometri dari fuel rods yang digunakan adalah berbentuk kisi segiempat. Sedangkan untuk geometri sel bahan bakat yang digunakan berbentuk segi empat (square cell). Lebar dari pitch adalah 1,26 cm dengan ketebalan cladding 0,07 cm. Reaktor dengan daya 200 MWt ini juga didesain agar dapat melakukan sirkulasi alamiah pada aliran pendinginnya. Pada reaktor nuklir agar bisa terjadi sirkulasi alamiah maka teras reaktor harus berada di bagian bawah. Teras reaktor harus berada lebih rendah dibandingkan dengan steam generator maupun turbin. Pada keadaan terjadinya sirkulasi 124

4 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) alamiah, untuk mengalirkan coolant tidak dibutuhkan pompa, dan aliran coolant akan dikendalikan oleh adanya buoyancy pressure head. Berikut ini merupakan spesifikasi umum dari reaktor 200 MWt yang dijadikan penelitian: Tabel 1. Spesifikasi Umum Desain Reaktor Parameter Spesifikasi Jenis Reaktor PWR Bahan Bakar U-235-U238 Material Cladding Zircaloy-4 Coolant Light Water bar, 1550C Geometri Sel Square Cell Pitch 1,26 cm Diameter Fuel Rod 1,14 cm Diameter Fuel Pellet 1 cm Fraksi Bahan Bakar 49,47% Fraksi Cladding 14,82% Fraksi Coolant 35,71% Power Level 200 MWt Geometri Teras Silinder 2D (R-Z) Diameter Teras 250 cm (aktif 190 cm + reflector 60 cm) Tinggi Teras 250 cm (aktif 190 cm + reflector 60 cm) Grup Energi 4 (1 fast + 3 termal) Partisi Radial 50 titik (teras aktif), 3 titik (reflector) Partisi aksial 50 titik (teras aktif), 3 titik (reflector) METODE PERHITUNGAN Perhitungan netronik untuk teras reaktor diselesaikan menggunakan kode komputer SRAC (Standard Reactor Analysis Code). Perhitungan menggunakan SRAC ini dilakukan untuk kasus ¼ teras 2 dimensi (R-z) dengan ukuran mesh 1,9 cm baik untuk arah radial maupun aksial untuk region bahan bakar. Perhitungan sel bahan bakar diselesaikan dengan modul PIJ pada SRAC. Hasil perhitungan dari modul PIJ ini kemudian digunakan untuk perhitungan teras dengan modul CITATION. Modul CITATION ini dipakai untuk menyelasaikan perhitungan persamaan difusi multigrup. Pada perhitungan dengan modul CITATION, pengayaan U-235 divariasikan untuk dua jenis kasus yaitu untuk tiga jenis pengayaan dan dua jenis pengayaan yang kemudian dicari nilai optimumnya. Output dari perhitungan netronik antara lain adalah distribusi fluks netron dan distribusi kerapatan daya yang merupakan produk dari fluks. Nilai dari distribusi kerapatan daya ini kemudian akan digunakan sebagai input dari perhitungan termal hidrolik. Termal hidrolik merupakan suatu studi dari aliaran hidrolik pada suatu sistem termal. Output yang dicari dari perhitungan termal hidrolik ini antara lain adalah 125

5 Studi Desain Konseptual Reaktor Kecil 200 MWT dan Aplikasi... (Pribadi Mumpuni Adhi, Zaki Su ud) distribusi temperatur pada coolant, distribusi densitas, dan penurunan tekanan teras (pressure drop). Distribusi temperatur pada coolant dapat ditentukan dengan persamaan kesetaraan energi dimana energi panas yang diperoleh fuel disamakan dengan energi yang diserap coolant untuk setiap pertambahan dz yang kecil, atau secara matematis dapat dituliskan menjadi persamaan (1) diintegralkan, lalu diselesaikan dengan metode trapesium sehingga dapat diperoleh (1) (2) Dengan c p, q, secara berturut-turut adalah laju aliran massa, kalor jenis coolant, dan kerapatan daya linear. Perubahan densitas coolant dapat dihitung dengan persamaan β merupakan koefisien perubahan densitas yang nilanya dipengaruhi oleh temperatur. Nilai penurunan tekanan pada teras (pressure drop) dipengaruhi oleh [4] faktor friksi, faktor form yang disebabkan oleh geometri coolant channel, dan faktor elevasi yang disebabkan oleh gravitasi. Masing-masing faktor dapat dituliskan menjadi 1. Faktor friksi: (3) (4) L = panjang channel D H = diameter hidrolik ekivalen ρ = densitas coolant (gr/cm 3 ) v = kecepatan aliran coolant (cm/s) f = faktor friksi fanning dengan f diselasaikan dengan persamaan Blassius formula [4] dan Re adalah bilangan Reynolds yang dapat diselesaikan dengan (5) 126 (6)

6 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) nilai µ adalah shear viscosity yang nilainya bergantung terhadap temperatur. 2. Faktor form: (7) dengan K n dan v berturut-turut adalah form factor dan kecepatan aliran coolant. 3. Faktor elevasi: (8) dengan g adalah percepatan gravitasi. Sehingga nilai dari pressure drop total dapat dituliskan menjadi Perhitungan termal hidrolik ini dikerjakan dengan menggunakan program komputer hingga didapatkan nilai pressure drop yang uniform untuk arah radial. Diagram alir untuk program perhitungan dapat dilihat pada gambar berikut ini: (9) 127

7 Studi Desain Konseptual Reaktor Kecil 200 MWT dan Aplikasi... (Pribadi Mumpuni Adhi, Zaki Su ud) Gambar 2. Diagram Alir Program Perhitungan Termal Hidrolik Sirkulasi alamiah terjadi saat penurunan tekanan pada teras reaktor sama dengan nol atau dapat diabaikan. Nilai dari pressure drop dipengaruhi oleh laju aliran massa. Oleh karena itu perlu dilakukan diskritisasi laju aliran massa untuk mendapatkan profil pressure drop pada teras reaktor. Selanjutnya buoyance pressure head dihitung dan diplot terhadap laju aliran massa untuk dicari perpotongannya dengan pressure drop. Nilai densitas air pada suatu nilai aliran massa tertentu dihitung dengan menggunakan persamaan (10) Persamaan (10) merupakan persamaan untuk mencari tekanan akibat adanya Buoyancy pressure head. Nilai buoyancy pressure head dapat dituliskan kembali melalui persamaan berikut dengan mengikut sertakan tinggi reflektor pada teras dan tinggi chimney[5]. Nilai buoyancy pressure head dapat dituliskan kembali melalui persamaan berikut dengan mengikut sertakan tinggi reflektor pada teras dan tinggi chimney [5] 128

8 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) ρ 0, ρ m,ρ u = densitas fluida pada saat masuk, rata-rata, dan keluar secara berurut g = percepatan gravitasi L F, L u, L c = tinggi fuel, upper reflector, dan chimney secara berurut Sehingga didapatkan persamaan (11) Selanjutnya adalah laju aliran massa teras (core mass flow rate) didiskritisasi dan dicari nilai dari tinggi chimney yang dapat menyebabkan persentasi laju aliran massa teras 100%. Perhitungan sirkulasi alamiah dilakukan dengan menggunakan program komputer, hingga didapatkan nilai perpotongan tekanan seperti pada persamaan (12). Berikut ini merupakan diagram alir dari program untuk menentukan sirkulasi alamiah: (12) Gambar 3. Diagram Alir Program Perhitungan Sirkulasi Alamiah HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN Dari perhitungan netronik menggunakan SRAC didapatkan hasil yang optimum apabila menggunakan tiga jenis pengayaan U-235. Pengayaan U-235 yang memberikan hasil optimum adalah sebesar 2%-2,4%-3%. Hasil ini masih lebih baik 129

9 Studi Desain Konseptual Reaktor Kecil 200 MWT dan Aplikasi... (Pribadi Mumpuni Adhi, Zaki Su ud) jika melihat data pengayaan yang digunakan pada NHR-200 yang menggunakan pengayaan U-235 sebesar 1,8%-2,4%-3% [6]. 130 Tabel 2. Hasil Perhitungan Netronik Parameter Nilai K eff Fluks Max (n /cm 2 s) x10 13 Fluks rata-rata (n /cm 2 s) x10 13 Peaking Ratio Rapat Daya Max (W/cc) Rapat Daya rata-rata (W/cc) Peaking Ratio Sedangkan dari perhitungan termal hidrolik didapatkan hasil sebagai berikut: Tabel 3. Hasil Perhitungan Termal Hidrolik Parameter Nilai Pressure Drop (bar) 0,4527 Channel Mass Flow (gr/s) 19,4 Core Mass Flow (Kg/jam) 2,1604 x 10 6 Densitas Rata-rata (Kg/m 3 ) 889,9568 Flow rate rata-rata (m/s) 0,6933 T out rata-rata ( 0 C) 211, C T out maksimum ( 0 C) 223, C T peaking factor 1,0586 Pada tabel 3, didapatkan nilai temperatur outlet sebesar 211, C. Nilai ini hanya berbeda sedikit dari nilai temperatur outlet NHR-200 sebesar C sehingga hasil perhitungan termal hidrolik ini cukup akurat. Nilai temperatur outlet maksimum pun masih di bawah nilai temperatur saturasi untuk tekanan 25 bar sebesar C. Didapatkan pula pada perhitungan termal hidrolik untuk laju aliran massa teras (core mass flow) sebesar 2,1604 x 10 6 Kg/jam atau 600,1139 kg/s dan nilai pressure drop sebesar 0,4527 bar. Sehingga apabila ingin terjadi aliran sirkulasi alamiah 100% tinggi chimney harus disesuaikan agar didapatkan perpotongan buoyancy pressure head dan pressure drop pada teras pada laju aliran massa 600,1139 kg/s. Perhitungan sirkulasi alamiah dilakukan dengan mendiskritisasi laju aliran massa. Tinggi chimney divariasikan agar mendapatkan nilai sirkulasi alamiah 100%. Berikut ini merupakan tabel hasil perhitungan sirkulasi alamiah: Berdasarkan dari tabel 4 maka tinggi chimney yang dapat mengalirkan sirkulasi alamiah 100% berada pada rentang 60-70m. Setelah dilakukan perhitungan kembali, maka didapatkan

10 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) tinggi chimney 65,4797 m merupakan tinggi yang optimum. Berikut ini merupakan grafik perpotongan persamaan (12) Tabel 4. Hasil Perhitungan Program Sirkulasi Alamiah Tinggi Chimney (m) Persentase Core Mass Flow Rate (%) 1 15, , , , ,8324 7,5 33, , , , , , , , ,5837 Gambar 4. Profil Sirkulasi Alamiah pada Tinggi Chimney 65,4797 m KESIMPULAN Aspek netronik, termal hidrolik, dan sirkulasi alamiah pada reaktor PWR dengan daya 200 MWt telah dihitung. Didapatkan pengayaan U-235 yang optimum apabila menggunakan 3 jenis pengayaan dengan masing-masing pengayaan 2%-2,4%-3%. Didapatkan hasil perhitungan termal hidrolik yaitu temperatur outlet rata-rata sebesar 211, C untuk laju aliran massa coolant pada tiap kanal sebesar 19,54 gr/s dan penurunan tekanan sebesar 0,

11 Studi Desain Konseptual Reaktor Kecil 200 MWT dan Aplikasi... (Pribadi Mumpuni Adhi, Zaki Su ud) bar. Agar dapat terjadi sirkulasi alamiah di reaktor, maka perlu adanya chimney dengan ketinggian sekitar 65,4797 m. DAFTAR PUSTAKA 1. DAZHONG W., ET AL, Chinese nuclear heating test reactor and demonstration plant, Nuclear Engineering and Design, 136 (1992), DUDERSTADT, J.J & HAMILTON,L.J, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, (1976) NEA, NEA Publications: ISSUE BRIEF No. 7 - SMALL AND MEDIUM REACTORS SETIADIPURA, T., SU UD, ZAKI, Neutronic and Natural Circulation Aspect of Thorium Battery (ThoBatt),a Long Life Small PWR with (Th,U)O2 Fue l, International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering, Bandung, (2007) WORLD NUCLEAR ASSOCIATION, Small Nuclear Power Reactor, 6. ZHANG, Y., ET AL, Analysis of the nuclear heating reactor and its possible application in seawater desalination, IAEA-TECDOC, 1056 (1998) DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Pribadi Mumpuni Adhi 2. Instansi / Unit Kerja : Fisika - ITB 3. Pekerjaan / Jabatan : Mahasiswa 4. Riwayat Pendidikan : S1 Fisika ITB 5. Pengalaman Kerja : - 6. Organisasi Profesional : - 7. Publikasi Ilmiah yang pernah disajikan/diterbitkan: 1. Almas Hilman M., Pribadi M. Adhi, Reza Bachtiar, M. Rizal Abda, M. Fauzi Sahdan, Suprijadi H., Mitra Djamal. Alarm Otomatis Berbasis Komunikasi GSM untuk Penjagaan Perlintasan Kereta Api, Prosiding Seminar Kontribusi Fisika (SKF) 2011, December 2011, Bandung, Indonesia 2. Muhammad Fauzi Sahdan, Panji Achmari, Pribadi Mumpuni Adhi, dan Sparisoma Viridi, "Studi Awal Pengaruh Tekanan Udara dalam Bola terhadap 132

12 Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir, 10 Oktober 2012 ( ) Rolling Friction pada Bola yang Menggelinding", Prosiding Seminar Instrumentasi Berbasis Fisika 2010, 22 Desember 2010, Bandung, Indonesia (submitted). 133

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

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

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM

STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)

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

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

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan

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

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

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

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT

ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya

BAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan

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

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

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

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

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha 1,*, Mohammad Ali Shafii 1, Feriska Handayani Irka 1, Zaki Su ud 2 1 Jurusan Fisika

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

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

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

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)

ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis

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

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

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM * STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM

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

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

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR

DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN

Lebih terperinci

DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR

DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR ISSN 1411 40X DESAIN KONSEP TANGKI PENAMPUNG BAHAN BAKAR PASSIVE COMPACT MOLTEN SALT REACTOR A.Hadiwinata, A.Widiharto, Sihana Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik Universitas

Lebih terperinci

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN

POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado

Lebih terperinci

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 19 III. METODE PENELITIAN A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 2013 sampai dengan bulan Mei 2013. Adapun tempat dilaksanakannya

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

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

Karakteristik Perpindahan Panas dan Pressure Drop pada Alat Penukar Kalor tipe Pipa Ganda dengan aliran searah

Karakteristik Perpindahan Panas dan Pressure Drop pada Alat Penukar Kalor tipe Pipa Ganda dengan aliran searah Karakteristik Perpindahan Panas dan Pressure Drop pada Alat Penukar Kalor tipe Pipa Ganda dengan aliran searah Mustaza Ma a 1) Ary Bachtiar Krishna Putra 2) 1) Mahasiswa Program Pasca Sarjana Teknik Mesin

Lebih terperinci

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik *

ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Mohammad Taufik * ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA Mohammad Taufik * ABSTRAK ANALISA KESELAMATAN REAKTOR CEPAT DENGAN DAUR ULANG AKTINIDA. Telah dilakukan simulasi untuk melakukan analisa keselamatan

Lebih terperinci

Re-design dan Modifikasi Generator Cooler Heat Exchanger PLTP Kamojang Untuk Meningkatkan Performasi.

Re-design dan Modifikasi Generator Cooler Heat Exchanger PLTP Kamojang Untuk Meningkatkan Performasi. Re-design dan Modifikasi Generator Cooler Heat Exchanger PLTP Kamojang Untuk Meningkatkan Performasi. Nama : Ria Mahmudah NRP : 2109100703 Dosen pembimbing : Prof.Dr.Ir.Djatmiko Ichsani, M.Eng 1 Latar

Lebih terperinci

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com

Lebih terperinci

Pemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda

Pemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda Pemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda Geby Saputra 1,a), Habibi Abdillah 2,b), Sidik Permana 2,c) dan Novitrian 2,d) 1 Laboratorium Fisika Nuklir

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,

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

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

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : VERY RICHARDINA J2D005202

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

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

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

Perancangan Termal Heat Recovery Steam Generator Sistem Tekanan Dua Tingkat Dengan Variasi Beban Gas Turbin

Perancangan Termal Heat Recovery Steam Generator Sistem Tekanan Dua Tingkat Dengan Variasi Beban Gas Turbin JURNAL TEKNIK ITS Vol. 6, No. 1, (2017) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-132 Perancangan Termal Heat Recovery Steam Generator Sistem Tekanan Dua Tingkat Dengan Variasi Beban Gas Turbin Anson Elian dan

Lebih terperinci

STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI

STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI ZAKI SU UD Jurusan Fisika Institut Teknologi Bandung, Jl. Ganesha 10, Bandung 40132, Telp.022-253-4094,

Lebih terperinci

ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL

ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL ABSTRAK Analisis sub-buluh merupakan salah satu metode untuk menganalisis aspek termohidrolik pada reaktor atau penukar

Lebih terperinci

Pengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR)

Pengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR) Pengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR) Andang Widi Harto 1), Arnoldus Lambertus Dipu 2), Alexander Agung 3) 1)

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

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K.

ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K. ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS Sumijanto Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd 80 Serpong Tangsel 15310 Tlp: 021

Lebih terperinci

RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T)

RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA 200 MW(T) Epung Saepul Bahrum *, Zaki Su ud *, Abdul waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb DAYA

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

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

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

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF

EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI

Lebih terperinci

Evaluasi Performa Lube Oil Cooler pada Turbin Gas dengan Variasi Surface Designation dan Reynolds Number

Evaluasi Performa Lube Oil Cooler pada Turbin Gas dengan Variasi Surface Designation dan Reynolds Number Evaluasi Performa Lube Oil Cooler pada Turbin Gas dengan Variasi Surface Designation dan Reynolds Number Siti Duratun Nasiqiati Rosady 1), Bambang Arip Dwiyantoro 2) 1) Program Studi Pascasarjana Teknik

Lebih terperinci

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam

Lebih terperinci

Analisis Pengaruh Rasio Reheat Pressure dengan Main Steam Pressure terhadap Performa Pembangkit dengan Simulasi Cycle-Tempo

Analisis Pengaruh Rasio Reheat Pressure dengan Main Steam Pressure terhadap Performa Pembangkit dengan Simulasi Cycle-Tempo B117 Analisis Pengaruh Rasio Reheat Pressure dengan Main Steam Pressure terhadap Performa Pembangkit dengan Simulasi Cycle-Tempo Raditya Satrio Wibowo dan Prabowo Departemen Teknik Mesin, Fakultas Teknologi

Lebih terperinci

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB II TINJAUAN PUSTAKA BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Dasar Dasar Perpindahan Kalor Perpindahan kalor terjadi karena adanya perbedaan suhu, kalor akan mengalir dari tempat yang suhunya tinggi ke tempat suhu rendah. Perpindahan

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma * Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI

Lebih terperinci

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA

Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1

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

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH

KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN

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

BAB III 1 METODE PENELITIAN

BAB III 1 METODE PENELITIAN 17 BAB III 1 METODE PENELITIAN 1.1 Prosedur Penelitian Prosedur yang dilakukan dalam penelitian ini terdiri dari beberapa langkah. Langkah pertama, yaitu melakukan studi literatur dari berbagi sumber terkait.

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

SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK. Rico D.P. Siahaan, Santo, Vito A. Putra, M. F. Yusuf, Irwan A Dharmawan

SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK. Rico D.P. Siahaan, Santo, Vito A. Putra, M. F. Yusuf, Irwan A Dharmawan SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK Rico D.P. Siahaan, Santo, Vito A. Putra, M. F. Yusuf, Irwan A Dharmawan ABSTRAK SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK. Aliran panas pada pelat

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

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.

I. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi. 1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen

Lebih terperinci

ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI

ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI ANALISIS KINERJA PRECOOLER PADA SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK PROSES DESALINASI Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang

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

STUDI NUMERIK PENGARUH PENAMBAHAN OBSTACLE BENTUK PERSEGI PADA PIPA TERHADAP KARAKTERISTIK ALIRAN DAN PERPINDAHAN PANAS.

STUDI NUMERIK PENGARUH PENAMBAHAN OBSTACLE BENTUK PERSEGI PADA PIPA TERHADAP KARAKTERISTIK ALIRAN DAN PERPINDAHAN PANAS. TUGAS AKHIR KONVERSI ENERGI STUDI NUMERIK PENGARUH PENAMBAHAN OBSTACLE BENTUK PERSEGI PADA PIPA TERHADAP KARAKTERISTIK ALIRAN DAN PERPINDAHAN PANAS. Dosen Pembimbing : SENJA FRISCA R.J 2111105002 Dr. Eng.

Lebih terperinci

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

Lebih terperinci

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM TUGAS AKHIR Karya tulis sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana dari Institut Teknologi Bandung oleh : MERI

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara

Lebih terperinci

Analisa Pengaruh Variasi Pinch Point dan Approach Point terhadap Performa HRSG Tipe Dual Pressure

Analisa Pengaruh Variasi Pinch Point dan Approach Point terhadap Performa HRSG Tipe Dual Pressure JURNAL TEKNIK ITS Vol. 6, No. 1, (2017) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-137 Analisa Pengaruh Variasi Pinch Point dan Approach Point terhadap Performa HRSG Tipe Dual Pressure Ryan Hidayat dan Bambang

Lebih terperinci

Pratama Akbar Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS

Pratama Akbar Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS Pratama Akbar 4206 100 001 Jurusan Teknik Sistem Perkapalan FTK ITS PT. Indonesia Power sebagai salah satu pembangkit listrik di Indonesia Rencana untuk membangun PLTD Tenaga Power Plant: MAN 3 x 18.900

Lebih terperinci

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).

OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR). ISSN 1411 240X Optimasi Geometri Teras Reaktor... (Mega Agustina) OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Mega Agustina,

Lebih terperinci

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM

ANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut

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

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

BAB I PENDAHULUAN I.1.

BAB I PENDAHULUAN I.1. BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Penggunaan energi surya dalam berbagai bidang telah lama dikembangkan di dunia. Berbagai teknologi terkait pemanfaatan energi surya mulai diterapkan pada berbagai

Lebih terperinci

EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN

EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN Saut Mangihut Tua Naibaho 1), Steven Darmawan 1) dan Suroso 2) 1) Program Studi Teknik Mesin Universitas

Lebih terperinci

ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR. Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN

ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR. Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN KOMPRESOR Oleh Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Sigma Epsilon ISSN 0853-9103 ABSTRAK ANALISIS PERFORMA UNTUK SISTEM TURBIN DAN

Lebih terperinci

Analisa Energi, Exergi dan Optimasi pada Pembangkit Listrik Tenaga Uap Super Kritikal 660 MW Nasruddin*, Pujo Satrio

Analisa Energi, Exergi dan Optimasi pada Pembangkit Listrik Tenaga Uap Super Kritikal 660 MW Nasruddin*, Pujo Satrio Analisa Energi, Exergi dan Optimasi pada Pembangkit Listrik Tenaga Uap Super Kritikal 660 MW Nasruddin*, Pujo Satrio Departemen Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Indonesia Kampus UI Depok 16424

Lebih terperinci

BAB IV HASIL YANG DICAPAI DAN MANFAAT BAGI MITRA

BAB IV HASIL YANG DICAPAI DAN MANFAAT BAGI MITRA 37 BAB IV HASIL YANG DICAPAI DAN MANFAAT BAGI MITRA Pada bab ini dijelaskan bagaimana menentukan besarnya energi panas yang dibawa oleh plastik, nilai total laju perpindahan panas komponen Forming Unit

Lebih terperinci

Peran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia

Peran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia Peran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia Ade Gafar Abdullah Electrical Power Systems Research Group (EPSRG) Electrical Engineering Departement Indonesia University of Education

Lebih terperinci

Studi Numerik Karakteristik Aliran dan Perpindahan Panas pada Tube Platen Superheater PLTU Pacitan

Studi Numerik Karakteristik Aliran dan Perpindahan Panas pada Tube Platen Superheater PLTU Pacitan Studi Numerik Karakteristik Aliran dan Perpindahan Panas pada Tube Platen Superheater PLTU Pacitan Kurniadi Heru Prabowo 1, Prabowo 2 1) Jurusan Teknik Mesin, Program Studi Magister Rekayasa Energi, ITS

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

BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN

BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN 56 BAB IV ANALISA DAN PERHITUNGAN 4.1 Analisa Varian Prinsip Solusi Pada Varian Pertama dari cover diikatkan dengan tabung pirolisis menggunakan 3 buah toggle clamp, sehingga mudah dan sederhana dalam

Lebih terperinci

Analisa Unjuk Kerja Secondary Superheater PLTGU Dan Evaluasi Peluang Peningkatan Effectiveness Dengan Cara Variasi Jarak, Jumlah dan Diameter Tube

Analisa Unjuk Kerja Secondary Superheater PLTGU Dan Evaluasi Peluang Peningkatan Effectiveness Dengan Cara Variasi Jarak, Jumlah dan Diameter Tube JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 2, No. 3, (2013) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-388 Analisa Unjuk Kerja Secondary Superheater PLTGU Dan Evaluasi Peluang Peningkatan Effectiveness Dengan Cara Variasi Jarak,

Lebih terperinci

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui

II. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui 7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Konsep Dasar Reaktor Secara umum, energi nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme, yaitu pembelahan inti atau reaksi fisi dan penggabungan beberapa inti melalui reaksi

Lebih terperinci

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.

TUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung. STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi

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

Bab 4 Perancangan dan Pembuatan Pembakar (Burner) Gasifikasi

Bab 4 Perancangan dan Pembuatan Pembakar (Burner) Gasifikasi Bab 4 Perancangan dan Pembuatan Pembakar (Burner) Gasifikasi 4.1 Pertimbangan Awal Pembakar (burner) adalah alat yang digunakan untuk membakar gas hasil gasifikasi. Di dalam pembakar (burner), gas dicampur

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan

Lebih terperinci

PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50

PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50 PERHITUNGAN AWAL DESAIN TERMAL PENUKAR PANAS SISTEM PENDINGIN RRI-50 Sukmanto Dibyo, Gregorius Bambang Heru, Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir sukdibyo@gmail.com ABSTRAK PERHITUNGAN AWAL DESAIN

Lebih terperinci