APLlKASI PROGRAM RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 UNTUK PERHITUNGAN TERMOHIDROLIKA REAKTOR KARTINI

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "APLlKASI PROGRAM RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 UNTUK PERHITUNGAN TERMOHIDROLIKA REAKTOR KARTINI"

Transkripsi

1 Anhar R Antarikmwan, dkk ISSN /5 APLlKASI PROGRAM RELAP/SCDAPSIM/MOD34 UNTUK PERHITUNGAN TERMOHIDROLIKA REAKTOR KARTINI Anhar R Antariksawan, Mulya Juarsa Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN Tri Wulan Tjiptono, Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, BATAN ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP/SCDAPSIMIMOD34 UNTUK PERHITUNGAN TERMOHIDROLIKA REAKTOR KARTINI Telah dilakukan perhitungan termohidrolika reaktor Kartini pada kondisi tunak menggunakan SCDAPIRELAPSIMIMOD34 Tujuan studi pada tingkat ini adalah memvalidasi program SCDAPIRELAPSIM untuk aplikasi reaktor riset, mengingat walaupun sudah tervalidasi untuk reaktor daya, validasi SCDAPIRELAPSIM untuk reaktor riset masih sangatterbatas Makalah ini menguraikan ten tang pemodelan, nodalisasi, hasi/-hasi/ perhitungan tunak pada daya nominal 100 kw dan pembahasan mengenai efek pemodelan dan beberapa data input parameter terpenting terhadap hasi/ dan keterpakaian hasi/ perhitungan Perhitungan memperlihatkan konvergensi pada kondisi tunak Sedang, hasil perhitungan menwyukkan beberapa ni/ai parameter yang sejalan dengan ni/ai dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) Meskipun demikian, pembandingan dengan data pengukuran yang baik masih harus di/akukan agar validitas model dan program SCDAPIRELAPSIM untuk reaktor riset dapatterbukti Kata Kunci: RELAP, SCDAP, reaktor riset, TRIGA ABSTRACT APPLICATION OF RELAP/SCDAPSIMIMOD34 CODE FOR THERMO-HYDRAULIC CALCULATION OF KARTINI REACTOR A Steady state thermal-hydraulic calculation of research reactor KATINI using SCDAP/RELAPSIMIMOD34 code has been performed The objective of the study at this stage is to validate SCDAP/RELAPSIM code for research reactor Although SCDAPIRELAPSIMIMOD34 has been validated with a wide range of nuclear power plant data, the application of this code to the research reactor is still limited This paper describes modeling, nodalizalion, steady state calculation results at nominal thermal power of 100 kw, and discusses about influence of model and input data of certain important parameters to the applicability of calculation results The calculation shows the convergence, and the operating parameter values which agree with those in the Safety Analysis Report (SAR) Even though the comparison with the actual measurements data is still needed in order to assure the validity of the model and the code for research reactor Key word~': RELAP, SCDAP, research reactor, TRIGA PENDAHULUAN RELAP/SCOAPSIM,(I] yang dirancang untuk memprediksi perilaku sistem reaktor dalam kondisi normal dan kecelakaan, dikembangkan oleh perusahan pengembang piranti lunak Innovative System Software (ISS) sebagai bagian dari International SCOAP Development and Training Program (SOTP) RELAP5 dan RELAP/SCOAP SIM telah divalidasi untuk rentang kondisi kecelakaan yang luas menggunakan berbagai data eksperimen dan data instalasi, termasuk TMI-2 Akan tetapi, validasi model untuk reaktor riset masih sangat terbatas, sebagai contoh pustaka [2] Perbedaan terpenting penggunaan program perhitungan itu adalah pada kondisi termohidrolika; pada reaktor daya pada umumnya tekanan jauh lebih tinggi dari pada di reaktor riset, sehingga dalam hal ini keberlakuan perhitungan sifat termodinamik fluida (air) pada tekanan rendah, khususnya pada kondisi transien, perlu divalidasi Oleh karena itu, kelompok khusus dalam SOTP dibentuk untuk melakukan validasi dengan mengaplikasikan RELAP/SCOAP SIM pada beberapa desain reaktor riset, dan membuat perbaikan model jika diperlukan Anggota kelompok tersebut pada tahun 2004 dan 2005 Prosiding PPI - PDIPTN 2006

2 216 ISSN Anhar R Antariksawan, dkk adalah: Nuclear Research Institute (Republik Ceko), China Institute of Atomic Energy (Cina), Bangladesh Atomic energy Research establishment (Banglades) dan Badan Tenaga Nuklir Nasional (Indonesia) Makalah ini betujuan untuk memberikan hasil aplikasi RELAP/SCOAPSIM untuk reaktor Kartini Yogyakarta, sebagai salah satu target reaktor yang dimasukkan dalam kegiatan validasi tersebut Pembahasan akan ditekankan pada dasar pemodelan, nodalisasi, hasil perhitungan kondisi tunak dan efek pemodelan dan data masukan beberapa parameter penting terhadap hasil perhitungan Sejauh ini validasi dengan data eksperimen untuk kondisi tunak ataupun transien tengah dilakukan DESKRIPSI RELAP/SCDAPSIM RELAP/SCOAPSIM/MOD34 dikembangkan untuk menganalisis keseluruhan perilaku termohidraulik sistem pendingin reaktor dan teras dalam kondisi operasi normal atau kondisi kecelakan dasar desain dan bahkan kecelakaan parah Model RELAP5 menghitung keseluruhan perilaku termodhidraulik sistem pendingin primer, sistem kendali, kinetika reaktor dan perilaku komponen sistem reaktor khusus, seperti katup dan pompa Model SCOAP menghitung perilaku teras dan struktur bejana reaktor dalam kondisi normal dan kecelakaan Bagian model SCOAP mencakup model komponen reaktor yang dapat dipilih oleh pengguna Model SCOAP juga mencakup model untuk mengolah tahap akhir suatu kecelakaan parah, termasuk pembentukan debris dan kolam Ielehan, interaksi debrislbejana, dan kegagalan struktur bejana Model-model ini secara otomatis akan dipanggil oleh program ketika kerusakan di dalam teras dan bejana diprediksi terjadi DESKRIPSI REAKTOR KARTINI Reaktor Kartini[3] adalah reaktor riset jenis TRIGA MARK " yang dirancang oleh General Atomic bertipe kolam dengan bahan bakar uranium zirkonium hidrida (U-ZrH) Tabel I memberikan spesifikasi terpenting Reaktor Kartini Rancangan awal reaktor adalah untuk daya 250 kw, tetapi daya operasi maksimum hanya 100 kw Gambar I memperlihatkan potongan vertikal reaktor, sedang Gambar 2 memperlihatkan potongan horisontal pada ketinggian teras reaktor Karena salah satunya ditujukan untuk penelitian, maka terdapat berbagai fasilitas penelitian seperti fasilitas iradiasi di teras, tabung berkas neutron dan termasuk pula perangkat subkritis Teras reaktor, yang berbentuk silinder, dikelilingi oleh retlektor grafit Kedua komponen tersebut terendam dalam air di dalam tangki reaktor berbentuk silinder Oi luar tangki terdapat dinding beton tebal yang selain sebagai struktur penyangga tangki reaktor juga berfungsi sebagai perisai radiasi Teras reaktor tersusun dari bahan bakar, batang kendali dan elemen dummy yang tersusun secara melingkar seperti diperlihatkan pada Gambar 3 Di bagian atas dan bawah teras, terdapat Iempeng kisi sebagai tempat dudukan elemen bahan bakar Teras dikelilingi retlektor yang ditempatkan di alas tempat dudukan retlektor Tabel 1 Spesifikasi utama Reaktor Kartini No Material Desain Geometri Susunan Kategori Item Jenis Daya Pendingin Pengayaan termal kelongsong bahan Bahan pendinginan uranium bakar 20% Alamiah Spesifikasi 250 Air TRIGA Melingkar Baja Silinder Reaktor U-ZrH ringan kw tahan MARK kolam (desain) (annular) karat II I/100 aluminium (General kw (operasi) Atomic) Proslding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

3 AI/har R AI/tariksawan, dkk ISSN Alumun,um Tank Bulk Shielding Facility Core Lead f~i;!;tij;~:k~;::{i~:i:i;~ft~g;:(j~ff~;f~j, Alumunium Casing Heavy Concrete Door on Tray Door Plug Graphite Boral Unit: em Gambar 1 Potongan vertikal reaktor Graphite Reflector RadIal Bearnport -~----- Boral - Graphite '" Alumur'IIum Ca':jlng / Tangenbal Beamport Shielding Water Graphite Thenna!ising Column Bulk Shielding Gambar 2 Potongan horisontal reaktor Graf'1! ~ :g~ 373 nun 0"--" 0~-"- Gambar 3 Konfigurasi bahan bakar di teras dan skema bahan bakar Prosiding I'l'l - I'DII'TN 2006

4 218 ISSN Anltar R Antarihawall, dkk GAMBAR SISTEM PENDINGIN - PRIMER DAN SEKUNDER REAKTOR KARTINI- P3TM BATAN 0_ i}~~~~~~jb'if-~-: : QTI : I t1 tj t I I 1 oi I \lai" -~--~~ ~ SISTEM SEKUNDER SISTEM PRIMER ~ Gambar 4 Diagram alir sistem pendingin reaktor Kartini Gambar 4 memperlihatkan diagram alir pendingin reaktor Kartini Pendinginan teras oleh air dirancang secara sirkulasi alamiah Air masuk ke tangki reaktor dengan ujung pipa masuk yang berada di atas teras reaktor Ketika daya meningkat, aliran air yang bertemperatur lebih rendah bergerak ke bawah, mas uk ke teras reaktor dari bagian bawah teras, sedang yang bertemperatur lebih tinggi akan bergerak ke atas Di bagian atas tangki, sekitar satu meter dari bibir tangki, terdapat pipa hisap yang akan mengalirkan air panas ke penukar panas; sebagian aliran (sekitar 10%) akan menuju sistem pemumian Aliran ini dilakukan oleh sebuah pompa sentrifugal Terdapat dua penukar panas sebagai pilihan dalam setiap operasi; satu buah penukar panas tipe she/l-and-tube dan satu penukar panas tipe plat Pendingin sekunder mengalirkan air untuk mengambil panas dari sistem primer di salah satu penukar panas yang digunakan dan membuang panas tersebut ke udara menggunakan menara pendingin (menggantikan sistem kolam yang digunakan sebelumnya) PEMODELAN DAN NODALISASI Pemodelan sistem instalasi reaktor Kartini hanya dilakukan untuk sistem primer, sedang sistem sekunder diwakili oleh suatu sumber dingin tempat pembuangan panas akhir dari sistem primer dengan karakteristik yang ditentukan Model sistem primer sendiri dapat dibedakan pad a beberapa bagian, yaitu bagian tangki dan teras, bagian sistem pemipaan pendingin primer dan bagian penukar panas Dalam model ini dipilih jalur pendinginan yang menggunakan penukar panas jenis she/l-and-tube Jalur pemumian alir juga belum diperhitungkan dalam model yang dikembangkan ini Isometri sistem yang dimodelkan ditunjukkan pada Gambar 5 Sistem pemipaan primer terdiri atas model pemipaan air panas, penukar panas panas (sisi tabung) dan pemipaan air dingin Selanjutnya, masing-masing bagian model sistem tersebut dibagi ke dalam beberapa nodes, baik dalam bentuk single volume, pipe, dan branch serta junctions yang menghubungkan nodes terse but Gambar 6(a) memperlihatkan nodalisasi sistem pemipaan primer Penukar panas she/l-and-tube yang memiliki aliran 6 lintasan di sisi tubes dimodelkan seperti pada Gambar 6(b) Aliran sisi sekunder yang merupakan aliran melintas tegak lurus tubes di an tara bajjles dimodelkan seperti ditunjukkan pada Gambar 6(b) Prosiding PPI - PDIPTN 2006

5 Anhar R Antariksawan, dkk ISSN /9 Reactor tank I:L6036 "'"!from puri ficatian syst em I 2'"' pr imary p\mp primary p\mp ", ' I:L-555 mm Gambar 5 Tata letak sistem yang dimodelkan snglv:>i-460,i :)10 snglwl-431 sng'v:>1-421 snglv:>' 410 (a) (b) Gambar 6 (a) Nodalisasi pemipaan primer dan (b) nodalisasi penukar panas Prosiding PPI - PDIPTN 2006

6 -220 ISSN Anlrar R Antaribawan, dkk from cold-leg hot channel average channel Gambar 7 Nodalisasi tangki reaktor Kartini Bagian tangki reaktor masih dapat dibedakan dalam model teras dan model air tangki reaktor Dalam model ini, teras akan dibagi dalam tiga daerah, yaitu kanal panas, kanal rerata dan kanal dingin Kanal panas mewakili enam buah bahan bakar di ring terdalam (Ring B), sedang kanal dingin mewakili daerah yang terisi oleh elemen dummy dan sisanya diwakili oleh model kanal rerata Dalam konteks ini yang dimaksud kanal adalah daerah di sekitar bahan bakar yang dialiri oleh air pendingin yang memperoleh panas dari bahan bakar yang dikelilinginya Bahan bakarnya sendiri akan dimodelkan sebagai struktur sumber panas yang secara radial dibagi dalam tiga daerah, yaitu daerah bahan bakar, cclah (bcrisi gas) dan kelongsong Sedang, air tangki reaktor dibagi dalam beberapa bagian untuk dapat memodelkan aliran air di dalam tangki Baik di dalam teras maupun di tangki, model memungkinkan adanya cross-jlow Gambar 7 memperlihatkan model sekaligus nodalisasi tangki reaktor HASIL PERHITUNGAN DAN PEM BAHASAN Visualisasi 3D Sistem Dimodelkan Sebelum perhitungan dilaksanakan, SCDAP/ RELAPSIM memberikan fasilitas pad a pengguna untuk memeriksa kembali geometri sistem yang dimodelkan dalam bentuk gratis tiga dimensi (3D) Gambar 8 memperlihatkan luaran tampilan Fasilitas ini juga memungkinkan pengguna mengikuti secara langsung nilai-nilai parameter pad a nodes yang ada selama perhitungan berlangsung Dengan cara ini pengguna akan dapat menilai apakah perhitungan berjalan ke arah yang diinginkan,- teras Penukar panas she//-and-tube ~!!!!Iii:-::- f''''''~ ~ L :! ', I, ~ Pompa primer!!!!!i~ '" ~ =!It Gambar 8 Tampilan 3D sistem reaktor Kartini Perhitungan Tunak Perhitungan kondisi tunak dilakukan untuk daya nominal reaktor Kartini, yaitu 100 kw Untuk perhitungan ini, beberapa besaran operasi seperti Prosldlng PPI PDlPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 10 Jull 2006 BATAN

7 Allhar R AlltariksaWall, dkk ISSN / laju pendingin primer dan sekunder serta temperatur air sekunder yang masuk ke penukar panas ditetapkan Perhitungan acuan menggunakan harga konduktivitas celah sebesar 0,5093 W/mK Selain itu, dalam perhitungan ini kehilangan panas dari pemipaan ke udara maupun dari tangki ke dinding bet on tangki reaktor tidak diperhitungkan (diangap adiabatis) Laju alir pendingin primer dan sekunder ditentukan masing-masing sebesar 6,96 kg/s dan 13,6 kg/so Pencapaian kondisi tunak diketahui dari konvergensi hasil perhitungan yang dapat dilihat pula dari kurva beberapa parameter operasi Gambar 9 memperlihatkan kurva daya termal, masing-masing yang dibangkitkan bahan bakar, baik di kanal panas maupun kana) rerata, dan yang dipindahkan ke sisi sekunder Oaya teras adalah jumlah dari daya yang dibangkitkan dalam kanal panas dan daya dibangkitkan dalam kanal rerata Terlihat bahwa kondisi tunak sudah dapat dicapai yang ditunjukkan dengan harga yang konstan dan nilai yang sarna antara daya teras dan daya yang dipindahkan ke sistern sekunder Oalarn perhitungan ini diperlukan langkah waktu hingga sekitar 5000 detik untuk rnencapai kondisi tunak yang diinginkan 120E+05 ( 100E tr daya teras - e- days kanal rerata ~~~e~- O daya ke sekunder 800E+04 E" ~ :; 6ooE+04 >- " lc;;::: ;;,; ;;~, ;;;;;; 4ooE E+04 OooE+OO waktu (do!lk) Garnbar 9 Hasil perhitungan daya termal Ui a :!! = 400 1i " ~ 300, : ~~~*~*~~~**~*~*~ ' : : -, -()- laju alir primer - G laju alir bypass --&-Iaju ahrkanal panas I- -0--laju alir kanal rerata - ~- Iaju kanal dingin ~I wak!u (detlk) Gambar 10 Hasil perhitungan laju alir air pendingin Prosiding PPI - PDIPTN 2006

8 222 ISSN Anhar R Antarikmwan, dkk Gambar 10 memperlihatkan nilai laju alir air pendingin, yaitu laju alir total (di pipa pendingin utama), laju alir pendingin yang masuk ke teras (melalui bypass), laju alir yang melalui kanal panas, kanal rerata dan kanal dingin Sebagian air pendingin yang masuk ke tangki reaktor seeara alamiah akan ada yang mengalir melalui ruangan di sebelah luar teras (bypass) dan masuk ke teras reaktor, sedang sebagian akan be ream pur dengan air yang keluar dari teras Karena sirkulasi air merupakan aliran alamiah, maka fraksi air yang mengalir ke teras akan ditentukan oleh panas atau daya yang dibangkitkan di teras reaktor Hasil perhitungan laju alir ini juga memperlihatkan hasil yang konvergen Gambar II memperlihatkan harga temperatur pusat bahan bakar dan temperatur luar kelongsong, baik di kanal panas maupun kanal rerata Semuanya memperlihatkan telah tereapainya kondisi tunak Hasil-hasH untuk beberapa parameter penting diperlihatkan pad a Tabel 2 Beberapa nilai parameter tersebut dapat dibandingkan dengan yang tercantum dalam LAKY! Laju alir pendingin primer sebesar 6,94 kg/s ditetapkan berdasarkan kapasitas aliran maksimum 110 GPM Temperatur air pendingin primer masuk ke tangki reaktor diperoleh sebesar 305,40 K (sekitar 32,25 0c), karena temperatur dingin sekunder ditetapkan sebesar 3 1 C, yang merupakan perkiraan temperatur rata-rata udara luar Laju alir pendingin sekunder ditetapkan sebesar 13,6 kg/s karena untuk memperoleh perubahan temperatur air sekunder sekitar I C seperti pada LAK dan pengukuran di lapangan, meskipun untuk perubahan temperatur itu, laju alir sekunder di LAK ditetapkan sebesar sekitar II, I kg/so Perbedaan ini dapat terjadi akibat pemodelan aliran di sisi shell penukar panas yang belum sempuma mengingat jenis aliran yang ada Oi sisi lain, perlu dikaji kesesuaian korelasi perpindahan panas yang ada dalam RELAP/SCOAP SIM/M0034 ini dengan jenis aliran yang ada g!i 340,00 I33800 j 33600," -- " " {;6-A-A1:;1:;Jf,,-A1>:A-h1> EMi:;:"E6Ii-6 6Ii6-6 h-e61i6&61i '61i6lS6-6/:!,!:, 6 /::6 -<1)- temp pusat bb panas - e- temp kelongsong, panas - -,,- - temp puset bb, rerata -e- temp kelong50ng, rerata waktu (detlk} Gambar t t Hasil perhitungan temperatur bahan bakar Tabel 2 Hasil perhitungan Parameter kondisi tunak Nilai ,40 308,84 0,118 0,101 5,72 6,94 13,6 304,15 305,90 0,053 0,74 399,70 362,42 Prosiding PPI - PDIPTN 2006

9 - Anhar R Antariksawan, dkk ISSN Laju alir pendingin ke teras diperoleh sebesar 5,155 kg/s atau sekitar 0,74 dari laju alir pendingin di pipa primer, sedang yang tercantum di LAK adalah sebesar 4,67 kg/so Akan tetapi perkiraan laju alir di LAK ini tidak didukung dengan uraian dasar penetapannya Dengan laju alir tersebut, LAK memprediksi temperatur maksimum bahan bakar pad a daya 100 kw adalah sebesar 103,66 C (376,81 K), sedang perhitungan ini memperkirakan sebesar 126,55 C (399,70 K) Perbedaan ini dapat terkait dengan nilai konduktivitas celah Pengaruh nilai konduktivitas dibahas dalam bagian berikut Efek Pemodelan Model Pompa dan Nilai Data Input Dalam model yang dikembangkan saat ini, tidak digunakan model pompa yang tersedia di RELAP/SCDAPSIM karena dibutuhkan data pompa yang lebih lengkap yang sementara ini tidak diperoleh di lapangan Dalam model dikembangkan ini, sebagai ganti model pompa digunakan model input TMDPJUN Dengan model input ini, laju alir air pendingin primer ditetapkan konstan dengan nilai yang diberikan oleh pengguna Kelemahan model input ini akan terasa untuk perhitungan transien, terutama untuk analisis dengan kondisi pompa trip (biasanya pada perhitungan transien, misalkan kehilangan aliran pendingin), pada saat mana laju alir melalui pompa ditentukan oleh kondisi hidraulik aliran Tetapi, untuk kondisi tunak, hal itu tidak berpengaruh pada hasil perhitungan Model Sisi Sekunder Penukar Panas Model Cross-Flow Aliran pendingin secara sirkulasi alamiah yang terjadi di dalam tangki dan, terutama, di teras reaktor mengharuskan dimodelkannya tangki reaktor dan teras ke dalam beberapa volume kendali yang berbeda Namun demiian, model tersebut juga harus memungkinkan aliran di antara volume kendali, baik secara aksial (arah utama aliran) ataupun pada arah ke samping yang tegak lurus arah aliran utama (cross-flow) Besamya aliran cross-flow ini sangat ditentukan oleh nilai koefisien kerugian aliran Nilai ini harus ditetapkan dalam input RELAP/SCDAP SIM Dalam model yang dikembangkan ini, nilai tersebut masih bersifat trial-and-error mengingat memang tidak ada data untuk parameter tersebut, demikian pula dengan cara perhitungan analitis Namun demikian, dari beberapa kali run perhitungan dengan beberapa nilai yang berbeda, nilai hasil perhitungan untuk temperatur bahan bakar tidak terlalu terpengaruh, demikian pula dengan nilai temperatur air di tangki reaktor Perbedaan secara kuantitatif tidak dapat diberikan di sini mengingat rentang variasi nilai koefisien tersebut sangat besar dan jumlah junction untuk cross-flow banyak Satu hal yang terpengaruh oleh variasi nilai koefisien tersebut adalah kecepatan konvergensi perhitungan untuk menapai kondisi tunak Nilai Konduktivitas Celah Nilai konduktivitas celah mempengaruhi hasil perhitungan untuk temperatur pusat bahan bakar dan temperatur kelongsong, tetapi tidak berpengaruh besar pada temperatur pendingin Untuk beberapa nilai konduktivitas celah diperoleh nilai temperatur bahan bakar dan kelongsong yang berbeda seperti diperlihatkan pada Tabel 3 Secara keseluruhan perbedaan nilai konduktivitas celah 1000% membuat perbedaan nilai temperatur pusat bahan bakar sekitar 4,8% Nilai temperatur kelongsong tidak banyak berbeda karena lebih ditentukan oleh perpindahan panas konveksi dengan air pendingin Tabel 3 Perbandingan nilai temperatur untuk konduktivitas celah yang berbeda Model penukar panas shell-and-tuhe telah dibuat secara cukup lengkap Kesulitan terutama pada pemodelan aliran sisi shell (aliran sekunder) yang merupakan aliran tegak lurus melintasi berkas tabung yang berganti arah sesuai dengan arah jendela hajj/e Penentuan dimensi volume dan luas pen am pang aliran perlu dilakukan secara cermat Hal ini terutama akan menentukan hasil perhitungan pressure drop Dalam Nilai konteks tivitas Konduk- ini, model bakar 0,5093 Kurva 1,66 0,166 W/mK Huda3) W/mK2) W/mK1) yang dikembangkan mungkin masih perlu penyempurnaan Hal ini akan lebih baik lagi, apabila dimungkinkan validasi secara eksperimental dengan memasang alat ukur tekanan di sisi masuk dan keluar aliran sisi shell Di sisi lain, korelasi perhitungan perpindahan panas dan pressure drop yang dipergunakan RELAP/SCDAPSIM untuk kasus jenis aliran seperti ini masih pelru diverifikasi keiongsong pusat Temperatur maksimum 362,42399,70 362,42394,70 362,49 permukaan Temperatur bahan 399,58 414,63 I) nilai konduktivitas helium pada 400 K, I atm[4] 2) nilai konduktivitas celah bahan bakar PWR[5] 3) berdasarkan pendekatan kurva konduktivitas (k) fungsi temperatur (7)[61, yaitu: Prosiding PPI - PDIPTN 2006

10 -224 ISSN k = 0,208 W/mK pad a T = 0 K dan k = 1,706 W/mK pad a T= 1778 K Anllar R Antariksawan, dkk Input Manual, Innovative System Software, LLC, Dec, 2004 Nila; Parameter Operasi Sis; Sekunder Temperatur dan laju alir air pendingin sekunder menentukan besamya koefisien perpindahan panas dari sisi primer ke sisi sekunder yang pada akhimya akan menentukan temperatur air pendingin primer Rentang temperatur pendingin sekunder sesungguhnya tidak terlalu besar meng-ingat temperatur udara luar relatif tidak berubah banyak Oleh karena itu, nilai laju alir pendingin sekunder sangat penting untuk dapat diukur secara tepat agar memperoleh hasil perhitungan yang tepat pula KESIMPULAN Pemodelan dan perhitungan kondisi tunak reaktor Kartini telah dilakukan menggunakan RELAP/SCDAPSIM/MOD34 Hasil perhitungan pada kondisi tunak 100 kw memperlihatkan konvergensi Jika diperbandingkan dengan beberapa nilai parameter yang tercantum dalam LAK, hasil-hasil tersebut memperlihatkan kesesuaian yang cukup baik, meski masih terdapat perbedaan Beberapa penyempumaan pemodelan, khususnya untuk pompa, aliran sisi sekunder penukar panas dan aliran melintang (emu-flow), dan penggunaan data input yang lebih tepat, khususnya nilai konduktivitas celah Untuk dapat memberikan hasil validasi yang lebih meyakinkan perlu dilakukan perbandingan dengan data terukur pada kondisi yang sarna dengan perhitungan UCAP AN TERIMAKASIH Naskah ini berisi sebagian dari hasil kegiatan validasi RELAP/SCDAPSIM untuk reaktor riset yang dilakukan berdasarkan kerjasama antara BAT AN dan ISS (Amerika Serikat) Terimakasih kami sampaikan pada Dr Chris Allison dari ISS yang telah memberikan panduan dalam penggunaan dan pemodelan dengan RELAP/SCDAPSIM ini Ucapan terimakasih juga tertuju pada Sdr Ismu Handoyo, Giamo, Joko dari PTRKN dan Sdr Mujilan (PTAPB) yang telah membantu melakukan pengukuran sistem pemipaan di lapangan untuk pembuatan isometri sistem instalasi reaktor Kartini DAFT AR PUST AKA I ALLISON, C M, and WAGNER, R J, RELAP/SCDAPSIM/MOD34 Supplemental 2 HARI, S, HASSAN, Y A and TU, J, Analysis of Transient Event Without Scram in a Research Reactor Using the RELAP5/Mod32 Computer Code, Nuclear Technology, 130(3), pp , June, PUSA T PENELITIAN NUKLIR YOGY A KART A (PPNY), LAK Reaktor Kartini Rev 3, April, PERRY, R H and GREEN, D, Chemical Engineering Handbook, 61h ed, Mc Graw-Hill CHO, Y J and JUNG, J, Exercise of Large Break Loss-ol-Coolant Accident, Material of IAEA Regional Training Workshop on Safety Analysis and Computer Code Utilization, Taejon, ROK, April 22-May 3, ALLISON, C M, RELAP TRIGA Model Part II, Material of BATAN-IAEA Regional Workshop on Thermal-hydraulic Safety Analysis of Research Reactors, Bandung, Indonesia, November 29-December 10, 2004 TANYAJAWAB Agus Taftazani - Apa yang dimaksud dengan konduktivitas celah? - Bagaimana konduktivitas antar kelongsong bahan bakar? - Syarat konduktivitas celah apa harus >, < dari konduktivitas pendingin air? - Konduktivitas celah reaktor riset jika dibandingkan dengan PLTN apa bisa? Dan syarat-syaratnya? Tri Wulan Tjiptono - Konduktivitas dari gas yang berada diantara teras bahan bakar dengan kelongsong - Berbeda, konduktivitas antar kelongsong bahan bakar adalah konduktivitas air - Secara umum konduktivitas gas < air - Hal tersebut tergantung pada gas isian, dan pada umunya sama karena gas isian untuk bahan bakar reaktor riset dan PLTN sama seperti helium Prosldlng PPI PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN Yogyakarta, 10 Jull 2006

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

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

Lebih terperinci

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

Lebih terperinci

ANALISIS 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

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

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

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

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat

Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat IGN. Bagus Catrawedarma (1)(2), Indarto

Lebih terperinci

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)

APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *) JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR-TRI DASA MEGA, Vol. 8, No. 3, Oktober, 2006 : Hal 114-125 ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi,

Lebih terperinci

Efek Kebocoran Beamtube dan Pipa Primer Penukar Panas Pada Suatu Model Reaktor Riset 1 MW Berbahan Bakar Tipe Silinder (Reinaldy Nazar)

Efek Kebocoran Beamtube dan Pipa Primer Penukar Panas Pada Suatu Model Reaktor Riset 1 MW Berbahan Bakar Tipe Silinder (Reinaldy Nazar) EFEK KEBOCORAN BEAMTUBE DAN PIPA PRIMER PENUKAR PANAS PADA SUATU MODEL REAKTOR RISET 1 MW BERBAHAN BAKAR TIPE SILINDER THE LEAKAGE EFFECT OF BEAMTUBE AND PRIMARY PIPE OF HEAT EXCHANGER ON A 1 MW RESEARCH

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

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

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

Lebih terperinci

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

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

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

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

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

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

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

Lebih terperinci

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

REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)

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

Lebih terperinci

DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL

DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

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

Lebih terperinci

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

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

Lebih terperinci

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

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

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Drs. Widarto Peneliti Madya Reaktor Riset Kartini Tipe TRIGA (Training Riset Isotop

Lebih terperinci

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA

EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*

ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto* ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA

MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA MODEL AUTOMATA PENGOPERASIAN DAN PERSIAPAN UNTAI UJI TERMOHIDRAULIKA BETA Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang, 15310 E-mail : kussigit@batan.go.id ABSTRAK

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

REACTOR 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 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

REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb

Lebih terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

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

Lebih terperinci

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 PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR

BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR 27 BAB IV PEMILIHAN SISTEM PEMANASAN AIR 4.1 Pemilihan Sistem Pemanasan Air Terdapat beberapa alternatif sistem pemanasan air yang dapat dilakukan, seperti yang telah dijelaskan dalam subbab 2.2.1 mengenai

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

STUDI TEKNIK DISMANTLING INSTALASI PEMIPAAN REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG

STUDI TEKNIK DISMANTLING INSTALASI PEMIPAAN REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG STUDI TEKNIK DISMANTLING INSTALASI PEMIPAAN REAKTOR TRIGA MARK II BANDUNG Maryudi, Ir.Budi Kaliwanto, Ade Suherman Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK STUDI TEKNIK DISMANTLING INSTALASI

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK

ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 ANALISIS KESELAMATAN DETERMINISTIK Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id

Lebih terperinci

Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger

Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger (Ekadewi Anggraini Handoyo Pengaruh Penggunaan Baffle pada Shell-and-Tube Heat Exchanger Ekadewi Anggraini Handoyo Dosen Fakultas Teknologi

Lebih terperinci

PENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI

PENGAMATAN 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 terperinci

KARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING

KARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR AWAL PLAT TERHADAP KARAKTERISTIK REWETTING DALAM CELAH SEMPIT VERTIKAL UNTUK KASUS BILATERAL HEATING IGN. Bagus Catrawedarma (1), Indarto (1), Mulya Juarsa (2) Ismu Handoyo

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

Diterima editor 14 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 11 Januari 2010

Diterima editor 14 September 2009 Disetujui untuk dipublikasi 11 Januari 2010 I VERIFIKASI MODEL KONDENSASI PADA RELAP5/SCDAPSIM/MOD 3.4 Surip Widodo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80, Tangerang, 15310

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

MANAJEMEN OPERASI REAKTOR

MANAJEMEN 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 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

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara

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

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

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

Lebih terperinci

BAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran dua fasa berlawanan arah, banyak dijumpai pada aplikasi reaktor nuklir, jaringan pipa, minyak dan gas. Aliran dua fasa ini juga memiliki karakteristik yang

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

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP

PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP PENGUJIAN KEANDALAN PEMBANGKIT UAP RINGKASAN Pengujian keandalan pembangkit uap telah dilakukan selama 6 tahun sejak tahun 1975 dan dilanjutkan pada tahun 1993 sampai 1997. Natrium Phosphat yang digunakan

Lebih terperinci

Konduksi Mantap 2-D. Shinta Rosalia Dewi

Konduksi Mantap 2-D. Shinta Rosalia Dewi Konduksi Mantap 2-D Shinta Rosalia Dewi SILABUS Pendahuluan (Mekanisme perpindahan panas, konduksi, konveksi, radiasi) Pengenalan Konduksi (Hukum Fourier) Pengenalan Konduksi (Resistensi ermal) Konduksi

Lebih terperinci

Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162

Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162 PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR Suhendra 1,2, Mulya Juarsa,3, M. Hadi Kusuma 3 Hendro Tjahjono 3, Yogi Sirodz Gaos 2, G. Bambang Heru 3 1 Mahasiswa

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

PENGANTAR PINDAH PANAS

PENGANTAR PINDAH PANAS 1 PENGANTAR PINDAH PANAS Oleh : Prof. Dr. Ir. Santosa, MP Guru Besar pada Program Studi Teknik Pertanian, Fakultas Teknologi Pertanian Universitas Andalas Padang, September 2009 Pindah Panas Konduksi (Hantaran)

Lebih terperinci

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

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

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

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

Lebih terperinci

CONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA

CONTOH 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 terperinci

ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K

ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K ANALISIS KARAKTERISTIK TERMAL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER PADA RGTT200K Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310 Telp./Fax:

Lebih terperinci

Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l

Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l Simulasi Efek Ukuran dan Lokasi Kebocoran Pipa Pendingin Reaktor Nuklir Menggunakan Fasilitas Eksperimen UUTR.Mod-l Anhar R. Antariksawan, Mulya Juarsa, Joko Prasctyo, Edy Sumarno, Kiswanta, dan Ismu Handoyo

Lebih terperinci

TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01

TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01 TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01 Sigma Epsilon ISSN 0853-9103 Oleh Joko Prasetio W 1, Kiswanta 1, Edy Sumarno 1, Ainur Rosidi 1, Ismu Handoyo 1, Khrisna 2 1 Pusat

Lebih terperinci

REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo

Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo VALIDASI PROGRAM PERHITUNGAN SHELL DAN TUBE UNTUK DESAIN PENUKAR KALOR REAKTOR RISET Endiah Puji Hastuti dan Sukmanto Dibyo ABSTRAK VALIDASI PROGRAM PERHITUNGAN SHELL DAN TUBE UNTUK DESAIN PENUKAR KALOR

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Jurnal FEMA, Volume 1, Nomor 4, Oktober 2013

Jurnal FEMA, Volume 1, Nomor 4, Oktober 2013 Jurnal FEMA, Volume 1, Nomor 4, Oktober 2013 ANALII THERMAL DAN TEGANGAN PADA PERANCANGAN BEJANA TEKAN (PREURE VEEL) UNTUK LIMBAH KELAPA AWIT DENGAN KAPAITA 10.000 TON/BULAN A. Yudi Eka Risano 1), Ahmad

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF

ANALISIS 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

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. pendinginan untuk mendinginkan mesin-mesin pada sistem. Proses pendinginan

BAB I PENDAHULUAN. pendinginan untuk mendinginkan mesin-mesin pada sistem. Proses pendinginan BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar belakang Salah satu proses dalam sistem pembangkit tenaga adalah proses pendinginan untuk mendinginkan mesin-mesin pada sistem. Proses pendinginan ini memerlukan beberapa kebutuhan

Lebih terperinci

STUDI AWAL PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN-II

STUDI AWAL PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN-II STUDI AWAL PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN-II Mulya Juarsa, Puradwi I.W. Pusat Teknologi reaktor dan Keselamatan Nuklir PTRKN Gd.8 Kawasan PUSPIPTEK Tangerang

Lebih terperinci

KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK

INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK INTEGRASI UNTAI UJI BETA (UUB) DENGAN BAGIAN UJI HeaTING-01 PADA BAGIAN MEKANIK Oleh : Joko Prasetio W, Edy S, Kiswanta, dan Ainur R Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK INTEGRASI UNTAI

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

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1. Potensi dan kapasitas terpasang PLTP di Indonesia [1]

BAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1. Potensi dan kapasitas terpasang PLTP di Indonesia [1] BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Dewasa ini kelangkaan sumber energi fosil telah menjadi isu utama. Kebutuhan energi tersebut setiap hari terus meningkat. Maka dari itu, energi yang tersedia di bumi

Lebih terperinci

DAFTAR ISI. i ii iii iv v vi

DAFTAR ISI. i ii iii iv v vi DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL HALAMAN PENGESAHAN HALAMAN PERNYATAAN HALAMAN PERSEMBAHAN INTISARI KATA PENGANTAR DAFTAR ISI DAFTAR GAMBAR DAFTAR TABEL DAFTAR NOTASI DAN SINGKATAN i ii iii iv v vi viii x xii

Lebih terperinci

PERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN

PERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN PERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN 0 o, 30 o, 45 o, 60 o, 90 o I Wayan Sugita Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Negeri Jakarta e-mail : wayan_su@yahoo.com ABSTRAK Pipa kalor

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

Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow

Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow Jurnal Teknik Elektro dan Komputer, Vol.I, No.2, Oktober 2013, 161-168 161 Karakteristik Perpindahan Panas pada Double Pipe Heat Exchanger, perbandingan aliran parallel dan counter flow Mustaza Ma a Program

Lebih terperinci

STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA*

STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA* STUDI PERPINDAHAN PANAS SELAMA REWETTING PADA SIMULASI PENDINGINAN PASCA LOCA* Mulya JUARSA, Anhar R. ANTARIKSAWAN PUSAT TEKNOLOGI REAKTOR DAN KESELAMATAN NUKLIR PTRKN Gedung80 Kawasan PUSPIPTEK Serpong,

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Fase merupakan keadaan dari suatu zat, dapat berupa padat, gas maupun cair. Dalam kehidupan sehari-hari selain aliran satu fase, kita juga temukan aliran multi fase.

Lebih terperinci

LAMPIRAN 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 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 terperinci

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN

ANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN

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