ADANY A DENGAN. ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi ABSTRAK ABSTRACT
|
|
- Ratna Setiabudi
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juli 1999 Buku I 37 ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi Amil Mardha, Lily Suparlina, Endiah PH, Tukiran S. Penelili Bidang Fisika Reaktor PRSG- Balan. DENGAN ADANY A ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN TERAS DENGAN ADANYA PEMASUKAN TARGET lradiasi. Tujuan dilakukannya analisis ini adalah untuk menjamin keselamatan teras reaktor akibat pemasukan target iradiasi saat reaktor beroperasi sehingga iradiasi dapat dilakukan dengan aman. Pemasukan target iradiasi ke dalam teras pada kondisi reaktor beroperasi 5 MW (reduced power) diperkirakan akan menyebqbkan perubahan reaktivitas teras secara tiba-tiba. Untuk mengendalikannya diperlukan pergerakan batang kendali yang cefalo Dalam perhitungan. pemasukan target iradiasi diasumsikan dengan istilah step reactivity insertion. penyisipan reaktivitas secara bertahap. Harga penyisipan reaktivitas yang dipilih adalah 0,1 % L1k/k dan 0.25 % LIkIk. Perhitungan dilakukan dengan mempergunakan program EUREKA- 2RR. Program ini digunakan untuk memperoleh nilai batas keselamatan pengoperasian reaktor dan menganalisis kecelakaan teras karena penyisipan reaktivitas dan transien laju alir pendingin. Hasil perhitungan menunjukan bahwa nilai batas keselamatan terhadap ketidakrtabilan (S) masing-masing sebesar 6.1 (0,1 % L1k/k). 21 (0.25 % L1kIk) sedangkan nilai minimum DNBR masing-masing adalah sebesar 5.0 (0.1 % L1k/k), 2.0 (0.25 % LIk/k). Harga ini masih jauh dari harga disain batas keselamatan RSG-GAS yaitu S = 2.67 dan DNBR = Saat penyisipan reaktivitas. daya reaktor naik. batang kendali bergerak turun selama 84 detik (0.1 % L1kIk) dan 220 detik (0,25% L1k1k) untuk mencapai daya stcibil5 MW. Berarti batang kendali tersebut mempunyai kecepatan sebesar % perdetik dan 0, % perdetik. sedangkan menurut SAR, kecepatan linear reaktivitas batang kendali pengatur RSG-GAS yaitu 0, % perdetik. Hal ini menunjukan bahwa batang kendali masih dapat bergerak cepat mengontrol transien reaktivitas yang terjadi di teras reaktor. ABSTRACT SAFETY ANALYSIS REACTOR CORE DUE TO IRRADIATION TARGET INSERTION The aim of safety analysis is to make sure that reactor operation safety of the RSG-GAS core is :safe due to insertion of irradiation target at the certain power. Insertion of irradiation target in the core at power of 5 MW (reduced power) is concerned that there is core reactivity change suddenly. Therefore it is needed control rod movement faster for controlling. This simulation, insertion of irradiation target is assumed with step reactivity insertion. The reactivity insertion that choose 0, I % L1kIk and 0,25 % L1kIk The simulation using EUREKA-2RR code is done for achieving reactor operation safety margin and able to analyze the core accident due to insertion of irradiation target and also transient of coolant flow rate. The result of simulation shows that safety margin values toward stability for 0,1 % LJklk and 0,25 % L1kIk are 6;1 and 21, respectively, and minimum values of DNBRfor 0,1 % LIkIk and 0,25 % L1kIk are 5,0 and 2,0 respectively. These values are far from design safety margin of the RSG-GAS, namely S=2.67 anddnbr=i.25. As reactivity insertion, the reactor power increase, control rod is going downforo,1 % LJklk and 0,25 % LJk/k at power level of 5 MW is 84 second and 220 second respectively. This means the control rod rates are % persecond and % persecond, meanwhile according SAR, the linear of regulating rod rates about % persecond These results show that the control rod is able to move faster to control reactivity transient to be stable in the core. PENDAHULUAN S alah satu penggunaan Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) adalah untuk memproduksi radioisotop. Untuk pelaksanaan produksi tersebut, diperlukan target iradiasi, yaitu FPM (Fission Product Molybdenum). Target FPM diletakan di dalam teras dengan menggunakan stringer yang ditempatkan pacta posisi fasilitas iradiasi. Pacta waktu pemasukan dan pengeluaran suatti target iradiasi pacta teras RSG-GAS, kemungkinan S\latti kecelakaan dapat terjadi yaitti seperti terlepasnya target iradiasi di teras. Peristiv.:a tersebut menyebabkan perubahan reaktivitas teras secara tiba-tiba, sehingga kondisi transien reaktor dapat terjadi. Selama keadaan ini beberapa aspek yang dapat
2 138 Buku I timbul berkaitan dengan keselamatan seperti terbangkitnya sejumlah pan pada target iradiasi baik yang berasal dati panas fisi maupun pembelahan. Begitu pula pada elemen bakar akan terjadi akumulasi energi panas yang mungkin tidak sebanding dengan pembuangannya, sehingga dapat membahayakan integritas elemen bakar maupun target. Oleh karena itu untuk mendapatkan jaminan terhadap keselamatan teras reaktor, perlu dilakukan analisis keselamatan selama reaktor transien. Dengan majunya alat hitung dad tersedianya berbagai paket program komputer, maka untuk menganalisis keselamatan reaktor biasanya dilakukan simulasi dengan teknik komputasi. Pada pene-.litian ini, paket program EUREKA-2RR digunakan untuk menganalisis keselamatan teras karena pemasukan target iradiasi ke teras pada kondisi transient. Pemasukan target iradiasi dilakukan pada kondisi reaktor beroperasi pada daya turun 5 MW (reduced power) dati 25 MW. Batasan nilai reaktivitas saat pemasukan/penarikan target pada kondisi reaktor beroperasi (transien) yaitu lebih kecil dati 0,3 % Ak/k(I,4). Harga batas tersebut diambil agar reaktor dapat tetap beroperasi dengan aman selama iradiasi. Untuk itu dalam perhitungan nilai reaktivitas yang dipilih adalah 0,1 % Ak/k dad 0,25 % Ak/k. Perhitungan menggunakan data pada teras silisida, konfigurasi teras penuh (TWC) dengan daya 25 MW termal. Dari hasil perhitungan diperoleh nilai-nilai parameter yang digunakan sebagai batasan keselamatan reaktor adalah nilai barns minimum titik didih DNBR dad harga batas keselamatan terhadap ketidakstabilan (8). Penelitian ini selain bertujuan untuk menganalisis nilai batas keselamatan reaktor juga memperoleh berapa besar kenaikan daya maksimal yang terjadi dad berapa lama batang kendali dapat mengkompensasi perubahan reaktivitas. Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juli 1999 Berdasarkan model perhitungan dad input data yang disusun, paket EUREKA-2RR dapat menganalisis teras pada kondisi tunak dad transien karena kecelakaan reaktivitas, adanya blokade sub kanal elemen bakar maupun transien oleh penurunan laju alir pendinginan. Program ini, dalam proses perhitungan untuk mengevalusi transien yang disebabkan oleh sisipan reaktivitas, hanya diwakilkan oleh beberapa daerah teras reaktor sebagai analisis modelnya. Dimana tiap daerah akan berbeda daya, kecepatan aliran masa pendingin dad parameter hidrolika. EUREKA-2RR dapat digunakan untuk geolrietri bahan bakar tipe plat yang model konduksi panasnya didasarkaii pada persamaan konduksi panas gayut waktu, I-D. v pendingin litama rclluiii111 U\"1114 Gambar 1. Diskripsi bagian model teras. DISKRIPSI SINGKAT EUREKA-2RR MODEL ANALISIS TERAS RSG-GAS Eureka-2RR adalah suatu paket program yang dikembangkan di JAERI Jepang, digunakan untuk menganalisis transien kecelakaan karena penyisipan reaktivitas (step insertion reactivity) maupun transien laju alir pendinginan air ringan teras bertekanan rendah. Dalam perhitungan dilakukan pemodelan reaktor yang terbagi menjadi 3 (Gambar-1) yaitu: 1. Daerah teras (core) ; elemen iradiasi, posisi iradiasi (CIP,IP dll) tidak dianalisis. 2. Plenum atas (bagian atas) 3. Plenum bawah (bagian bawah) Amil Mardha, dkk. Dalam pemodelan perhitungan, diskripsi model teras seperti pada Gambar I, dipergunakan untuk menentukan titik kanavnomor-nomor segmen aksial seperti yang disajikan pada Gambar 2. Model perhitungan ditujukan untuk lingkup teras reaktor saja. Pada bagian atas dad bawah teras ditandai sebagai Plenum atas dad bawah. Daerah teras dibagi menjadi lima kanal (channel), yaitu kanal-l (satu sub-kanal plat yang diukur suhunya), kanal-2, kanal-3 dad kanal-4 merupakan bagian elemen bakar sedangkan kanal-s adalah kumpulan elemen kendali. Setiap kelompok kanal didistribusikan oleh 10 segmen aksial dad terdiri atas node, heat slab dad ISSN
3 Proseding Pertemuan dan Presentasi Itmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juti 1999 Buku I 139 junction. Heat slab adalah material sumber panas dalam panjang aktif elemen bakar (600 mm). Pelaksanaan perhitungan dengan Eureka-2RR dilakukan setelah dimasukan data input netroniklkinetik seperti nilai faktor puncak radial (F J, waktu generasi netron, delay netron clan faktor puncak axial (FJ.(2) I SI VUJ. ""';.."...u..,. I (S6) Mode ::!ing;n Icon,'wi a1am- ; Klnal No] Kanal Kana) No.1 No.S I Kanll No2 KanalNo '9 31 )1 (56) Mode pcndingin konveksi paksa s,.!-'omornode Nomor junclion Gambar 2. Analisis model perhitungan teras. HASI.L DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan pemasukan reaktivitas dengan adanya target iradiasi (penyisipan reaktivitas) dengan program EUREKA-2RR disajikan pada Tabel 1, sedangkan basil selengkapnya disajikan pada Gambar 3 sampai Gambar 10. Batasan nilai reaktivitas saat pemasukan/ penarikan target pada kondisi reaktor beroperasi (transien) yaitu lebih kecil dari 0,3 % L\k/k(1.4). Untuk itu dalam perhitungan nilai reaktivitas sisipan yang dipilih adalah 0,1 % L\k/k clan 0,25 % L\k/k. Harga batas tersebut diambil agar reaktor dapat tetap beroperasi dengan aman selama iradiasi. Keadaan reaktor akan menjadi transien dengan memasukan sam pel iradiasi atau target iradiasi ke teras. Perubahan yang terjadi pada reaktor karena penyisipan reaktivitas sebesar 0,1 % Ak/k dan 0,25 % k/k yaitu dapat meningkatkan daya reaktor sebesar 2,3 MW dan 18 MW dari kondisi reaktor beroperasi daya 5 MW (reduced power). 8ehingga daya maksimum yang tercapai yaitu 7,3 MW dan 23 MW, seperti ditunjukan pada Gambar 3 dan Gambar 7. Pada gambar tersebut ditunjukan pula pergerakan batang kendali untuk mengkompensasikan laju perubahan reaktivitas yang terjadi. Untuk mengantisipasi peloncatan daya secara tiba':tiba, maka kemampuan batang kendali sangat berperan untuk mengkompensasinya. Dari Gambar 3 dan 7 dapat dilihat waktu yang diperlukan. batang kendali untuk menyetabilkan daya ke posisi 5 MW yaitu selama 84 detik untuk penyisipan reaktivitas 0,1 % Ak/k sedangkan untuk 0,25 % Ak/k diperlukan waktu selama 220 detik. Jadi kecepatan batang kendali dalah 0, % perdetik dan 0, % perdetik. Harga ini masih berada dibawah kecepatan linear reaktivitas batang kendali pengatur yaitu 0, % perdetik(3,4), artinya hila terjadi transien reaktivitas dengan masuknya target sebesar 0,25 % Ak/k, kecepatan gerak batang kendali dapat mengantisipasinya. Parameter pembatas keselamatan yang diamati di dalam analisis ini adalah nilai batas terhadap ketidakstabilan (8) dan nilai minimum DNBR. Nilai batas terhadap ketidakstabilan (8) yang diperoleh 22 dan 6,1, ini masih di bawah 8 yang diijinkan untuk operasi pada daya lebih TWC yang ditunjukan di dalam 8AR-RSG yaitu tidak boleh lebih kecil dari 2,67(4). Untuk nilai batas minimum DNBR yaitu 5,0 (0,1 % Ak/k) dan' 2,0 (0,25 % Ak/k). Harga ini masih jauh dari harga disain batas keselama"tan RSG-GA8 yaitu 1,25.(4) Dengan kenaikan daya yang terjadi menyebabkan terdapatnya clemen bakar terpanas yang berada di teras (kanal panas, hot channel). Dengan kanal panas yang diperoleh sebesar 52DC dan 67 DC dan fluks panas yang dibangkitkan sebesar 3,8 x 10 kcal/h.m dan 15 x 10 kcal/h.m, menyebakan suhu kelongsong clemen bakar sebesar 77 DC dan 130 DC. Tabell. Hasil perhitungan EUREKA-2RR penyisipan reaktivitas. Reaktivitas (% Ak/k) 01, 0,25 Daya Maks (MW) 7,3 23 Suhu Maks Kelongsong E.B C) Min DNBR 5,0 2,0 MinS 22 6,1 Fluks Panas 2 (kcal/h.m ) 3,8 x 10' 15:x: 105
4 140 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BAT.AN, Yogyakarta Juli 1999 g"'" 0;. j f...e.0 1 -i z Gambar 3. Kurva daya transien dan batang kendali karena penyisipan reaktivitas 0,1 % AKlK (] 60 ẹ. Co s J,! 0 0 2b eo 100 'IZq 140 W8kt\A (dd} Gambar 4. Kurva suhu elemen bakar karena penyisipan reaktivitas 0,1 % L1K/K. Amil Mardha, dkk. ISSN
5 ==c Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Ju/i 1999 Buku I "".. I..."... I.-"1- D.SO I f',skiivit4. silipa.l1 I 1.0 B :E - C.1S Laju perubahan daya ReakUyitu.sipan alch bat ketx\ali I ] :l: O.50"-"-'" "",.,!..,.1.." ' Waktu (dctik) Gambar 5. Kurva perubahan reaktivitas selama penyisipan reaktivitas 0,1 % L1K/K. 1: D '!
6 Gambar 8. Kurva suhu elemen bakar karena penyisipan reaktivitas 0,25 % AKlK. Ami} Mardha, dkk. ISSN
7 ProsedingPertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juli 1999 Buku I Eon s ',s G.O 4.0 m >- l.g.g j 11.0.! [ -2.0 : 'i ].0 ::::!:::.:::: ba1aft8 k:emall...,-.,..-"..-,...,...1 /.'...'.'.8, ' 406 Waktu (decik) Gambar 9. Kurva perubahan reaktivitas selamapenyisipan reaktivitas 0,25 % L1KIK G.O....- gs Gambar 10. Kurva transien DNBR, S, Flub Panas selama penyisipan reaktivitas 0,25% AKlK. ISSN Amil Mardha, dkk.
8 144 Buku I KESIMPULAN Dari basil clan pembabasan di atas, maka dapat disimpulkan bahwa : I. Untuk keselamatan reaktor dati jatuhnya target iradiasi pada saat dilakukan pemasukan dad pengeluaran maka daya reaktor harus diturunkan hingga mencapai 5 MW. 2. Dari basil perhitungan menunjukan bahwa bila target iradiasi sebesar 0, I % ilk/k dan 0,25% Llk/k jatuh ke dalam teras, batang kendali dapat mengimbangi/mengantisipasi dengan kemampuan kecepatan perubahan posisi batang kendali sebesar 0, % perdetik dan 0, % perdetik, nilai ini masih berada di bawah kecepatan linear reaktivitas batan kendali pengatur yaitu 0, % perdetik.(3 DAFT AR PUST AKA.SRI KUNCORO, AS NA TIO L, KUN SO, GA TOT P, "Optinlasi Pemuatan Target Isotop Ir-192 dad FPM Diteras RSG-GAS Dari Segi Netronik", Prosiding Seminar Teknologi dad Keselamatan PL TN Serta Fasilitas Nuklir, Serpong, 9-10 Februari 1993, PRSG-PPTKR, BAT AN. 2. M. KAMINAGA, "EUREKA-2RR: A Computer Code for the Reactivity Accident Analyses in Research Reactor, Jaeri Memo AS NA TIO L, KURNIA P, " Optimasi Pemuatan 99 Target Isotop Mo, FPM RSG-GAS", Hasil- Hasil Penelitian , ISSN , PRSG-BATAN, Oktober Batan, Safety Analisis Report MPR-30, Rev 7 Multipurpose Research Reactor, September 1987M. TANYAJAWAB Y. Sardjono Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BATAN. Yogyakarta Ju/i Oari SSAR RSG-GAS, berapa margin reaktivitas (%) pada saat terjadi kecelakaan reaktivitas (pemasukan reaktivitas tiba-tiba) (A TWS). Kelanjutan point diatas, bahwa kasus perhitungan saudara kira-kira seberapa jauh (%) dari hasil.point di atas. Endiah PH -Margin/batasan nilai reaktivitas saat pemasukan/penarikan target pada kondisi reaktor beroperasi transien adalah 0,3 % Llk/k. Margin ini telah mencakup kondisi pemasukan reaktivitas secara tiba-tiba. -Kami mengambil2 (dua) kasus yaitu:.kasus dengan pemasukan satu target iradiasi FPM (Fission Product Molybdenum) dengan reaktivitas target sebesar 0,1 % Aklk..Kasus dengan asumsi seluruh target iradiasi terjatuh sebesar 0,25 % L1k/k, tetapi masih di bawah batas maksimum pemasukan target. A.R. Antariksawan. -Dari hasil perhitungan saudara, apakah dapat diprediksi apabila reaktor dioperasikan pada daya>5mw? -Apakah kenaikan daya, temperatur dan para-.meter lain sebanding dengan besarnya daya? Endiah PH -Pada pemasukan target iradiasi!anpa men "shut down" reaktor, dapat aman dilakukan pada daya 5 MW (hasil perhitungan neutronik). Kami telah mensimulasi dengan daya yang lebih tinggi dan hasilnya kenaikan daya serta parameter lainnya sebanding dengan besarnya daya. -Puncak daya dan batas keselamdtan akibat jatuhnya target bergantung pada daya awal dan besarnya reaktivitas yang dimasukan. Amil Mardha, dkk. ISSN
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 terperinciUJI '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 terperinciPENGARUH 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 terperinciANALISIS 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 terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciANALISIS 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 terperinciPENENTUAN 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 terperinciPARAMETER 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 terperinciANALISIS 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 terperinciDiterima 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 terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
Lebih terperinciPENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS
PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: prsg@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH GARPU
Lebih terperinciANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS
Prosiding Presentasi "miah Daur Bahan Bakar Nuklir V P2TBDU & P2BGN -BA TAN Jakarta, 22 Februari 2 ISSN 141-1998 ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS ABSTRAK
Lebih terperinciANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK
ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciEV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58. Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong 5310
Prosiding Pertemuan I1miah Nasional Rekayasa Perangkat Nuklir EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58 Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *)
ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS Lily Suparlina *) ABSTRAK ANALISIS NEUTRONIK TERAS SILISIDA DENGAN KERAPATAN 5,2 g U/cc REAKTOR RSG-GAS. Perhitungan kritikalitas
Lebih terperinciANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-
74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN
Lebih terperinciANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK
ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono 1, Etty Marti Wigayati 2 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciANALISIS 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 terperinciAnalisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida
Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id
Lebih terperinciVERIFIKASI 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 terperinciEVALUASI 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 terperinciPENGUJIAN 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 terperinciLAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan
Lebih terperinciMODUL 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 terperinciRANCANG 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 terperinciANALISIS 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 terperinciRANCANG 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 terperinciDESAIN 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 terperinciAnalisis 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 terperinciANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI DAN SUNARKO Pusat Reaktor Serba Guna Abstrak ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET
Lebih terperinciEFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS
ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciBAB 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 terperinciBAB 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 terperinciBAB 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 terperinciKata 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 terperinciANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG-GAS
152 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BATAN. Yogyakarta 14-15 Juli 1999 ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA
Lebih terperinciGAS PADA TEMPERATUR SATURASI ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN. Ernita Jurusan Fisiko, FMIP A -USU
Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY.BATAN. Yogyakarta 14-15 Juti 1999 Buku I 181 PENENTUAN KOEFISIEN REAKTIVTAS GAS PADA TEMPERATUR SATURASI VOID TERAS RSG- Lily Suparlina, T.A. Budiono, Tukiran,
Lebih terperinciEVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90
EVALUASI OPERASI REAKTOR RSG-GAS SIKLUS OPERASI 90 Purwadi 1, Sutrisno 2 PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 30 Serpong, 15310 E-mail: purwadi14@batan.go.id Diterima Editor : 10 Maret 2017 Diperbaiki : 6
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciRISET 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 terperinciANALISIS 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 terperinciDiterima 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 terperinciMODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Elfrida Saragi *, Utaja **
MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI Elfrida Saragi *, Utaja ** ABSTRAK MODEL MATEMATIK UNTUK MENENTUKAN LAMA JATUH BATANG KENDALI. Salah satu faktor penting dalam keselamatan operasi
Lebih terperinciANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY
ISSN 978-076 ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 530, Banten
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciPEMODELAN 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 terperinciREACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
Lebih terperinciVERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP. Muh. Darwis Isnaini *
Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(317-331) VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP Muh. Darwis Isnaini * ABSTRAK VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciPENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi
Lebih terperinciGeni Rina Sunaryo Pusat Pengembangan T eknologi Keselamatan Nuklir (P2TKN)-BA TAN
Jakarta. 15 Oktober 2002 ISSN: 0854-2910 PERHITUNGAN TEKANAN GAS H2 PADA KAPSUL FPM GAGAL DI TERAS REAKTOR RSG GAS Endiah Puji Hastuti Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset (P2TRR)-BATAN Geni Rina
Lebih terperinciBADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI AKSELERATOR DAN PROSES BAHAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 Ykbb, Yogyakarta 55281, Tel (62)(0274) 488435 Ringkasan Laporan Pelaksanaan Kegiatan Tahap Pertama
Lebih terperinciANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS
Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003 ISSN 1693-7902 ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Tukiran Surbakti
Lebih terperinciBAB 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 terperinciANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY
ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: soe-tris@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS IRADIASI TARGET
Lebih terperinciEV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU. Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong
EV ALUASI EKSKURSI DAY A AKIBAT PERUBAHAN PARAMETER KINETIK REAKTOR CANDU Surian Pinem StafBPTR-P2TRR BAT AN, Serpong ABSTRACT EV ALUA TION OF THE POWER EXCURSION DUE TO CHANGE OF THE KINETIC PARAMETERS
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciBAB 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 terperinciBAB 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 terperinciANALISIS 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 terperinciOPTIMASI PEMUATAN TARGET ISOTOP IR-192 DAN FPM DI TERAS RSG-GAS DARI SEGI NEUTRONIK
Prosiding Seminar Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993 OPTIMASI PEMUATAN TARGET ISOTOP IR-192 DAN FPM DI TERAS RSG-GAS DARI SEGI NEUTRONIK Oleh: ABSTRAK ABSTRACT
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER
No. 02/ Tahun I. Oktober 2008 ISSN 19792409 PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN UZr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciBERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA
BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.85, 2014 BAPETEN. Penanganan. Penyimpanan. Bahan Bakar Nuklir. Reaktor Non Daya. Manajemen Teras. PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2014 TENTANG
Lebih terperinciPERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF
Tukiran, dkk. ISSN 0216-3128 25 PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF Tukiran S, Tagor MS Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
Lebih terperinciVERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS
VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
Lebih terperinciKARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN
KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN ABSTRAK KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak
Lebih terperinciOPTIMASI JARINGAN SYARAF TIRUAN UNTUK KENDALI DAYA REAKTOR RISET KARTINI DENGAN MODEL REFERENSI LINIER
OPTIMASI JARINGAN SYARAF TIRUAN UNTUK KENDALI DAYA REAKTOR RISET KARTINI DENGAN MODEL REFERENSI LINIER Nazrul Effendy *), Balza Achmad **) dan Singgih Hawibowo ***) ABSTRACT The control of the power of
Lebih terperinciPENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER
ISSN 979-409 PENGUKURAN SIFAT TERMAL ALLOY ALUMINIUM FERO NIKEL MENGGUNAKAN ALAT DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PENGUKURAN
Lebih terperinciANALISA 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 terperinciRANCANGAN ALA T BANTU PENGIRIM KAPSUL PADA SISTEM PNEUMATIC RABBIT REAKTOR RSG-GAS. Suwoto dan Sutrisno
Rancangan Ala Bantu...(SuVOO,dkk) RANCANGAN ALA T BANTU PENGRM KAPSUL PADA SSTEM PNEUMATC RABBT REAKTOR RSG-GAS. Suwoto dan Sutrisno ABSTRAK RANCANGAN ALAT BANTU PENGRM KAPSUL PADA SSTEM PNEUMATC RABBT
Lebih terperinciREAKTOR 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 terperinciPEMETAAN 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 terperinciEVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006
EVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006 SUTRISNO, SUWOTO, ROYADI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong Tangerang 15310 Banten Telp. (021) 7560908 Abstrak EVALUASI
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciCONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
Lebih terperinciPERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN
Persiapan Fasilitas Doping (Suwarto) PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto PRSG-BATAN ABSTRAK PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILOKON RSG-GAS Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat
Lebih terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF
Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power
Lebih terperinciAsisten : Astari Rantiza/ Tanggal Praktikum : 24 Februari 2015
MODUL FNB 1 MODUL ANALISIS KESELAMATAN PLTN Ali Akbar, Ahmad Sibaq Ulwi, Anderson, M Jiehan Lampuasa, Qiva Chandra Mahaputra, Sarah Azzahwa 121299, 12127, 121286, 121262, 121265, 121219 Program Studi Fisika,
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciSIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 PUD SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA
Lebih terperinciPENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI
PENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI Mulya Juarsa 1, Puradwi I.W 1., Ari Satmoko 1, Efrizon Umar 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciKAJIAN DESAIN KONFIGURASI TERAS REAKTOR RISET UNTUK PERSIAPAN RANCANGAN REAKTOR RISET BARU DI INDONESIA
Lily Suparlina ISSN 0216-3128 193 KAJIAN DESAIN KONFIGURASI TERAS REAKTOR RISET UNTUK PERSIAPAN RANCANGAN REAKTOR RISET BARU DI INDONESIA Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciMANAJEMEN OPERASI REAKTOR
MANAJEMEN OPERASI REAKTOR Keselamatan reaktor mensyaratkan pemilihan tapak, desain, konstruksi, komisioning, operasi dan dekomisioning yang memadai. Ketentuan keselamatan ini terutama ditekankan pada operasi
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciSTUDI 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 terperinciEVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. XI, No. 1, April 14: 1- EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN Iman Kuntoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir,
Lebih terperinciPENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II
188 Buku I Proseding,Pertemuan dan Presen.rasillmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta14-15 Juli 1999 PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R
Lebih terperinciKRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA
Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi
Lebih terperinciPENELITIAN 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 terperinciNUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY
Fakultas Keguruan dan Ilmu Pendidikan, Universitas Sebelas Maret, Surakarta Lecture Presentation NUCLEAR CHEMISTRY & RADIOCHEMISTRY By : NANIK DWI NURHAYATI, S,Si, M.Si Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan
Lebih terperinciPENENTUAN BATAS INSERSI BATANG KENDALl M-SHIM-AP600 PADA MODE OPERASI DAYA RENDAH
Prosiding Seminar Nasional ke-8 Teknologi don Keselamatan PLTN Serlo Fasilitas Nuklir Jakarta, 15 Oktober 2002 ISSN: 0854-2910 PENENTUAN BATAS INSERSI BATANG KENDALl M-SHIM-AP600 PADA MODE OPERASI DAYA
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM
196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN
Lebih terperinciCONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciHASIL 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