DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR
|
|
- Vera Sutedja
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR. Penggunaan pendingin air superkritis pada desain teras reaktor dapat menjadikan desain lebih sederhana, lebih kecil dan memiliki efisiensi termal yang tinggi.berdasarkan hal tersebut akan dirancang sebuah reaktor nuklir yang merupakan modifikasi dari PWR dengan daya 300 MWth dengan sistem primer yang terintegrasi pada satu bejana. Pendingin air superkritis memungkinkan untuk menggeser spektrum neutron termal menjadi spektrum neutron cepat sehingga reaktor dapat dijadikan sebagai reaktor pembiak. Desain reaktor pembiak dengan pendingin air superkritis ini selanjutnya dinamakan SCFBR (Super Critical Fast Breeder Reactor). Dengan menggunakan paket program SRAC95, konfigurasi dan komposisi teras untuk mencapai kekritisan bisa dihitung dengan melakukan variasi jarak antar rod, variasi komposisi bahan bakar dan variasi daerah pengkayaan. Batang bahan bakar SCFBR menggunakan pelet UPuO 2, gap helium dan kelongsong SS304. Teras SCFBR tersusun dari 37 perangkat bahan bakar heksagonal dengan 207 batang per perangkat. Desain ini menghasilkan diameter ekuivalen sebesar 142,8 cm dan tinggi 200 cm. Komposisi UO 2 dan PuO 2 divariasikan menjadi 3 daerah dalam arah radial. Komposisi kritis didapatkan pada saat konfigurasi teras terdiri dari 11 perangkat dengan komposisi PuO 2, 12 perangkat dengan komposisi PuO 2, dan 14 perangkat dengan komposisi PuO 2 yang menghasilkan nilai k- efektif sebesar 1,3157 pada saat BoL. Perhitungan neutronik dengan menggunakan paket program SRAC 95 menunjukkan bahwa reaktor memiliki koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dan pendingin yang negatif. Simulasi terhadap tiga macam gangguan yaitu kegagalan pengambilan panas sistem primer oleh sistem sekunder, pengurangan laju aliran sistem pendingin primer, dan kelebihan daya transient juga menunjukkan bahwa reaktor memiliki respon negatif. Kondisi ini menunjukkan reaktor memenuhi kriteria keselamatan inheren dilihat dari aspek neutroniknya. Kata kunci : pendingin superkritis, reaktor pembiak, inherent safe ABSTRACT THE CORE DESIGN OF SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR. The use of supercritical water on a reactor core design makes the the reactor design simpler, smaller and more efficient. Based on this assumption, a nuclear reactor system will be designed. The reactor design is a modification of PWR design which has thermal power 300 MWth and incorporates an integrated primary system in a single pressure vessel. The reactor is operated at a supercritical pressure of 25 Mpa. This condition will give the low density coolant without phase change. This will give a possibility to shift the neutron spectrum to fast spectrum to make the breeding possible. The design of a fast breeder reactor using supercritical water as coolant is called as SCFBR (Super Critical Fast Breeder Reactor). The fuel rod of SCFBR uses UPuO 2 fuel pellet, helium gap and SS304 cladding. The SCFBR core consists of 37 hexagonal fuel assemblies with 207 rods per assembly. This design will give eqivalent diameter of 142,8 cm and the height if 200 cm. The composition of UO 2 and PuO 2 are varried into 3 radial zones. The critical composition can be achieved with 11 assemblies of PuO 2, 12 assemblies of PuO 2, and 14 assemblies of PuO 2. The k-eff valus at BoL is 1, Neutronic calculation result using SRAC 95 computer code shows the the reactor core has negative fuel and coolant temperature reactivity coefficients. The simulations of three abnormal conditions, i. e. the failure of primary system heat removal, the decreasing of primary coolant flow rate and the increasing of reactor power shows that the reactor has negative response. This conditions show that the reactor core fulfills the inherent safety criteria in term of neutronics aspect. Key word : supercritical coolant, breeder reactor, inherent safe R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 277
2 PENDAHULUAN Latar Belakang Masalah Peningkatan efisiensi termal secara signifikan (40%-45%) bisa didapatkan dengan memanfaatkan karakteristik air superkritis (374 o C, 25 MPa) pada titik operasi sistem reaktor. Dengan pemanfaatan air superkritis, elemen pengatur perubahan fase dari cair ke gas pada Light Water Reactor (LWR) biasa bisa dihilangkan dari desain,sehingga desain menjadi lebih sederhana, yang diharapkan akan mengurangi waktu konstruksi, biaya investasi dan fabrikasi, serta mengurangi limbah nuklir yang dihasilkan [1]. Ketersediaan bahan bakar merupakan salah satu pertimbangan dilakukannya modifikasi sistem reaktor. Dengan skenario pemrosesan ulang bahan bakar nuklir yang telah dgunakan serta kontribusi dari Fast Breeder Reactor (FBR), dengan jumlah pembangkit nuklir yang signifikan, maka jumlah seluruh bahan bakar nuklir di alam bisa mencukupi kebutuhan energi hingga jutaan tahun [2]. Batasan Masalah Penelitian ini akan membahas aspek neutronik dalam teras reaktor dan akan memperhitungkan pengaruh pendingin air superkritis terhadap kritikalitas teras reaktor dan menghitung besarnya breeding ratio Tujuan Penelitian Penelitian ini dilakukan dengan tujuan: 1. Mendapatkan konfigurasi teras yang paling sesuai dan memenuhi kriteria kekritisan, yaitu k-efektif lebih dari satu. 2. Mencapai target burn-up yang tinggi. 3. Mendapatkan nilai convertion ratio (CR) yang besarnya lebih dari satu. TEORI DAN METODE Reaktor Berpendingin Air Superkritis Tidak adanya perubahan fase pada pendingin air superkritis menyebabkan komponen yang menangani perubahan fase tersebut mencakup sistem resirkulasi, steam separators dan dryers seperti yang terdapat pada LWR biasa, dapat dihilangkan dari desain. Hilangnya sistem resirkulasi akan menyebabkan tingginya perbedaan entalpi antara masukan dan keluaran teras reaktor. Entalpi pendingin akan tinggi pada tekanan superkritis. Dengan dihilangkannya beberapa komponen diatas, desain reaktor akan menjadi lebih kecil dan sederhana [3]. Desain SCWR sesuai dengan desain geometri teras reaktor cepat yang lebih kompak daripada LWR biasa, walaupun secara keseluruhan tidak ada perbedaan antara sistem pembangkit reaktor termal dan reaktor cepat 4). Hal itu mendorong dikembangkannya reaktor R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 278
3 cepat berpendingin air superkritis (SCFR) yang memungkinkan menghasilkan surplus bahan bakar (CR>1). Metode Penelitian Analisis dilakukan menggunakan paket program komputer SRAC95. Analisis dimulai dengan perkiraan kekritisan awal yang dilihat dari perhitungan tingkat cell dengan input geometri cell, jumlah nuklida dan isotop yang digunakan (bahan bakar dan material). Pada langkah ini dimulai analisis nilai convertion rationya dan burn upnya dengan melakukan variasi komposisi UO 2 dan PuO 2 dalam bahan bakar serta melakukan variasi jarak antar rod. Komposisi bahan bakar yang didapatkan digunakan untuk analisis kekritisan tingkat teras. Pada langkah ini dilakukan variasi jumlah perangkat bahan bakar dengan komposisi yang berbeda. Menghitung koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dan pendingin. Perhitungan koefisien reaktivitas suhu bahan bakar didekati dengan persamaan temperature coefficient of reactivity (α T ). δρ αt δt persamaaan diatas bisa didekati dengan persamaan yang lebih mudah seperti yang ditampilkan di bawah ini; α T 1 δk k δt Meninjau sistem keselamatan pada desain akhir dengan memberi uji simulasi gangguan pada sistem reaktor. HASIL DAN PEMBAHASAN Komposisi dan Konfigurasi Teras Komposisi teras terdiri dari 217 rod tiap perangkat bahan bakar yang terkumpul dalam 37 perangkat bahan bakar berbentuk heksagonal. 37 perangkat bahan bakar tersebut terbagi menjadi tiga komposisi UO 2 dan PuO 2 yang berbeda, yaitu terdiri dari 13 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2, 13 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2 dan 11 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2. Penelitian ini secara keseluruhan menghasilkan karakteristik yang tersaji dalam bentuk tabel di bawah ini; R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 279
4 Tabel 1. Karakteristik Teras SCFBR Daya termal 300 MWth Tinggi aktif teras 200 cm Diameter teras ekivalen 142,8 cm Jumlah perangkat bahan bakar 37 Pendingin Air ringan ( Light Water ) Tekanan sistem 25 MPa Laju alir massa pendingin 306,804 Kg/sekon Suhu masukan pendingin 377 o C Suhu keluaran pendingin 527 o C Periode refueling 8 tahun 80 hari Desain burn-up MWD/ton Tabel 2. Karakteristik Perangkat Bahan Bakar SCFBR Material bahan bakar UPuO 2 Dimensi pelet 0,76 x 1,25 cm Jumlah rod tiap perangkat 217 Material gap Helium SS 304 Material kelongsong Cr 20 % bahan bakar Fe 70 % Ni 10 % Jarak antar perangkat bahan bakar 20,4 cm Jarak antar pin bahan bakar Diameter terluar kelongsong bahan bakar Tebal gap Tebal kelongsong bahan bakar 1,20 cm 0.90 cm 0,16 mm 0,54 mm R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 280
5 Gambar 1. Pemetaan Bahan Bakar dalam Teras Komposisi PuO 2 dan UO 2 86,04% Komposisi PuO 2 dan UO 2 87,44% Komposisi PuO 2 dan UO 2 86,54% Kritikalitas Teras Pada penelitian ini, perhitungan kekritisan teras dilakukan dengan membagi teras menjadi tujuh daerah aksial sehingga bisa diketahui perubahan suhu pendingin yang diikuti perubahan densitasnya dari bagian bawah teras (inlet) ke bagian atas teras (outlet). Setelah menentukan suhu pendingin di tiap daerah aksial, suhu kelongsong bahan bakar, suhu gap dan suhu pelet bahan bakar di tiap daerah aksial bisa ditentukan [5] R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 281
6 Tabel 3. Distribusi Suhu Teras Daerah aksial Suhu pendingin( o C) Densitas pendingin( o C) Suhu kelongsong( o C) Suhu gap( o C) Suhu bahan bakar( o C) 1(inlet) (outlet) Untuk mendapatkan nilai faktor perlipatan efektif teras ( k-efektif ),data di atas digunakan sebagai masukan ( input ) program SRAC. Nilai k-efektif teras didapatkan sebesar Kritikalitas dicapai saat konfigurasi teras terdiri dari 11 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2, 12 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2 dan 14 perangkat bahan bakar dengan komposisi PuO 2. Koefisien Reaktivitas Suhu Bahan Bakar Pada kondisi ini dilihat pengaruh kenaikan suhu terhadap nilai k-efektif teras. Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dihitung berdasarkan penurunan nilai k-efektif teras yang disebabkan oleh kenaikan suhu bahan bakar saja dengan suhu kelongsong dan suhu pendingin dijaga tetap. Nilai k-efektif teras akan dihitung untuk tiap kenaikan suhu bahan bakar sebesar 25 o C. K-eff Kenaikan suhu bahan bakar Gambar 2. Pengaruh kenaikan suhu bahan bakar terhadap k-efektif R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 282
7 Tabel 4. Koefisien Suhu Bahan Bakar tiap Kenaikan Suhu Bahan Bakar Kenaikan suhu, δ Tf ( o C) α Tf ( o C -1 ) E E E E E-05 Gambar 2 menunjukkan bahwa setiap kenaikan suhu bahan bakar menyebabkan turunnya nilai k-efektif teras yang mengakibatkan berkurangnya jumlah reaksi fisi selanjutnya. Hal ini menyebabkan terjadinya pengurangan populasi neutron dalam teras yang secara otomatis akan menurunkan daya reaktor. Tabel 4 menunjukkan bahwa reaktor memiliki koefisien reaktivitas suhu bahan bakar yang bernilai negatif, sehingga memenuhi aspek keselamatan inheren. Koefisien Reaktivitas Suhu Pendingin Koefisien reaktivitas suhu pendingin dihitung berdasarkan penurunan nilai k-efektif teras karena kenaikan suhu pendingin yang tidak diikuti oleh perubahan suhu bahan bakar, gap dan kelongsong bahan bakar. Perhitungan suhu pendingin didapatkan dengan menaikkan entalpi pendingin pada tekanan sistem operasi 25 Mpa. Entalpi pendingin dinaikkan empat tingkat kenaikan masing-masing 100 kj/kg pada tiap daerah aksial teras K-eff kj/kg 100 kj/kg 200 kj/kg 300 kj/kg 400 kj/kg Kenaikan Entalpi Gambar 3. Pengaruh kenaikan entalpi pendingin terhadap k-efektif R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 283
8 Tabel 5. Koefisien Suhu Moderator untuk tiap kenaikan suhu Moderator Kenaikan suhu, δ TM ( 0 C ) α TM ( o C -1 ) E E E E E-04 Dari hasil perhitungan pada gambar 3 dengan tabel 5, reaktor memiliki koefisien suhu moderator yang bernilai negatif. Dengan kondisi ini, berarti setiap kenaikan suhu pendingin akan menyebabkan penurunan nilai k-efektif teras yang mengakibatkan berkurangnya jumlah reaksi fisi selanjutnya sehingga terjadi pengurangan populasi neutron dalam teras yang secara otomatis akan menurunkan daya reaktor. Gangguan Pengambilan Panas Sistem Gangguan disebabkan terjadinya kegagalan pengambilan panas sistem primer oleh sistem sekunder karena hilangnya pendingin pada sistem sekunder dan atau hilangnya aliran pada sistem sekunder yang menyebabkan pendingin sistem primer akan mengalami kenaikan entalpi. Kenaikan entalpi otomatis menyebabkan kenaikan suhu pendingin sepanjang daerah aksial, naiknya suhu pendingin akan diikuti kenaikan suhu kelongsong, suhu gap dan suhu bahan bakar secara proporsional k-eff kj/kg 100 kj/kg 200 kj/kg 300 kj/kg 400 kj/kg kenaikan entalpi Gambar 4. Pengaruh kenaikan entalpi pendingin karena kegagalan pengambilan panas oleh sistem sekunder terhadap nilai k-efektif Dari Gambar 4 terlihat nilai k-efektif mengalami penurunan yang signifikan seiring dengan kenaikan entalpi pendingin sistem primer. Penurunan ini membuat jumlah neutron yang menyebabkan reaksi fisi akan senantiasa turun dan akan menyebabkan turunnya suhu teras R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 284
9 yang secara otomatis menurunkan dayanya. Jadi jika terjadi kegagalan pengambilan panas sistem primer oleh sistem sekunder, maka teras reaktor akan menurunkan dayanya secara otomatis, sehingga akan menjamin keselamatan reaktor secara inheren. Gangguan Aliran Sistem Pendingin Primer Gangguan yang disimulasikan pada teras reaktor dalam penelitian ini adalah yang menyebabkan berkurangnya laju aliran sistem pendingin primer dengan skenario adanya hambatan pada jalur loop yang dilewati oleh pendingin primer atau kegagalan sistem pompa. Aliran sistem pendingin primer pada penelitian ini akan disimulasikan berkurang hingga 60% dari laju aliran awalnya K-eff Persentase Laju Alir Massa ( % ) Gambar 5. Respon k-efektif teras terhadap gangguan aliran sistem primer Seperti halnya yang terjadi pada kenaikan entalpi yang telah disimulasikan, pada kasus ini entalpi pendingin yang keluar dari teras akan meningkat karena adanya hambatan di jalur loop aliran sistem pendingin primer yang mengurangi laju aliran pendingin primer. Dari grafik yang telah ditampilkan, terlihat nilai k-efektif mengalami penurunan yang membuat teras reaktor mempunyai respon yang memenuhi aspek keselamatan inheren. Kelebihan Daya Reaktor Kelebihan daya reaktor termasuk ke dalam kecelakaan reaktivitas yang bisa berupa ekskursi nuklir maupun overpower transient yang bisa mengakibatkan terjadinya pelelehan bahkan penguapan bahan bakar karena ketidakmapuan pemindahan panas dari bahan bakar menuju pendingin secara cepat [6]. R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 285
10 K-eff Kenaikan Daya ( % ) Gambar 6. Respon k-efektif terhadap kelebihan daya reaktor Seperti yang terlihat pada grafik, k-efektif cenderung mengalami penurunan sehingga jumlah neutron untuk reaksi fisi akan berkurang yang berarti jumlah reaksi fisi yang terjadi akan semakin sedikit seiring dengan kenaikan dayanya. Penurunan jumlah reaksi fisi membuat suhu teras reaktor secara keseluruhan akan mengalami penurunan yang berakibat pada penurunan daya reaktor. KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan Teras reaktor pada penelitian ini mencapai kekritisan dengan nilai k-efektif sebesar 1, Didapatkan juga nilai burn up sebesar MWD/ton dengan periode refueling 8 tahun 80 hari. Selain itu pada akhir periode operasi didapatkan nilai conversion ratio mencapai Teras reaktor ini juga memiliki koefisien suhu bahan bakar dan moderator yang negatif yang bisa terlihat dari penurunan nilai k-efektif seiring dengan kenaikan suhu. Dari simulasi tiga gangguan yang mungkin terjadi, reaktor memberi respon negatif. Artinya jika terjadi gangguan, reaktor akan secara otomatis menurunkan dayanya, sehingga jika ditambah dengan nilai koefisien bahan bakar dan moderator yang negatif, reaktor pada penelitian ini memenuhi kriteria keselamatan yang inheren ditinjau dari aspek neutroniknya. Saran Penelitian lebih lanjut terhadap penggunaan tekanan operasi superkritis terutama pada reaktor nuklir sangat diperlukan, karena telah terbukti memiliki efisiensi termal yang cukup tinggi dan telah banyak digunakan pada sistem pembangkit non-nuklir. Analisis termohidrolik pada teras reaktor ini juga sangat penting untuk dilakukan agar mencakup seluruh aspek dalam sistem reaktor R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 286
11 DAFTAR PUSTAKA 1). BUONGIORNO, JACOPO., The Supercritical Water Cooled Reactor (SCWR), ANS, 2002 Winter Meeting, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory. 2). PERMANA, S., Energi Nuklir dan Kebutuhan Energi Masa Depan, Research Laboratory of Nuclear Reactor, Tokyo Institute of Technology, Tokyo 3). ISHIWATARI, Y., OKA, Y., KOSHIZUKA, S., 2001.Breeding Ratio Analysis of a Fast Reactor Cooled by Supercritical Light Water, Nuclear Engineering Research Laboratory, University of Tokyo, Ibaraki. 4). OKA, Y., NOMURA, K., Supercritical Pressure Light Water cooled Fast Reactor:A competitive way of FR over LWR, ASME, ICONE-8216, Vol.2, hal , Baltimore. 5). EL WAKIL, M.M., Nuclear Heat Transport, The American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois. 6). LEWIS, E.E., Nuclear Power Reactor Safety, John Wiley & son, Inc., Canada. DISKUSI: PERTANYAAN: (Jati S PTRKN BATAN) 1. Disarankan untuk ditampilkan perbandingan harga CR dengan fast reactor yang sudah ada baik hasil penelitian maupun yang sudah beroperasi JAWABAN : (R Sigit EB Prasetyo Teknik Fisika UGM) 1. Nilai CR-nya sudah dibandingkan dengan hasil penelitian yang lain, dengan nilai CR yang lebih besar sekaligus burn-up yang lebih tinggi. R. Sigit E.B. Prasetyo dkk., Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM 287
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciDesain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Jurnal ILMU DASAR, Vol.14 No. 1, Januari 2013: 1-6 1 Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium Design of Supercritical Water Reactor with Thorium Fuel Cell
Lebih terperinciAnalisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)
Jurnal Fisika Unand Vol. 5, No. 1, Januari 2016 ISSN 2302-8491 Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari 1,*, Dian Fitriyani,
Lebih 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 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 terperinciDesain 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 terperinciBAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN
BAB III DESAIN REAKTOR DAN METODE PERHITUNGAN 3.1 Spesifikasi Umum Desain Reaktor Pada penelitian ini, penulis menggunakan data-data reaktor GCFR yang sedang dikembangkan oleh para ilmuwan dari Argonne
Lebih 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih 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 terperinciBAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM
BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman dan semakin meningkatnya jumlah penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012), maka peningkatan kebutuhan
Lebih 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 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 terperinciPERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP
PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan
Lebih terperinciPENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com
Lebih terperinciPENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT
PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMALHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: neviharya31@gmail.com
Lebih terperinciOPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR).
ISSN 1411 240X Optimasi Geometri Teras Reaktor... (Mega Agustina) OPTIMASI GEOMETRI TERAS REAKTOR DAN KOMPOSISI BAHAN BAKAR BERBENTUK BOLA PADA DESAIN HIGH TEMPERATURE FAST REACTOR (HTFR) Mega Agustina,
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. hampir 50 persen dari kebutuhan, terutama energi minyak dan gas bumi.
1 I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah energi merupakan salah satu hal yang sedang hangat dibicarakan saat ini. Di Indonesia, ketergantungan kepada energi fosil masih cukup tinggi hampir 50 persen
Lebih terperinciPEMBUATAN 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 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 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 terperinciII. TINJAUAN PUSTAKA. mekanisme yang banyak digunakan untuk menghasilkan energi nuklir melalui
7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Konsep Dasar Reaktor Secara umum, energi nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme, yaitu pembelahan inti atau reaksi fisi dan penggabungan beberapa inti melalui reaksi
Lebih terperinciSTUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 18, No. 3, Juli 2015, hal 95-100 STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR H 2 O DAN PENDINGIN H 2 O Very Richardina 1*, Wahyu Setia Budi 1 dan Tri
Lebih terperinciAnalisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran
Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha 1,*, Mohammad Ali Shafii 1, Feriska Handayani Irka 1, Zaki Su ud 2 1 Jurusan Fisika
Lebih 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 terperinciOPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O)
OPTIMASI DIMENSI BAHAN BAKAR UNTUK REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN AIR RINGAN (H 2 O) Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 Disusun oleh :
Lebih 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 terperinciPEMODELAN 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 terperinciSTUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM
DOI: doi.org/10.21009/03.snf2017.02.tpn.01 STUDI PARAMETER BURNUP SEL BAHAN BAKAR BERBASIS THORIUM NITRIDE PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM Ridha Mayanti 1,a), Menik Ariani 2,b), Fiber Monado 2,c)
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Laju konsumsi energi dunia terus mengalami kenaikan. Laju konsumsi energi primer (pemanfaatan sumber daya energi) total dunia pada tahun 2004 kurang lebih 15 TW sebesar
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Penelitian ini telah dilakukan dengan membuat simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Analisis hasil dilakukan berdasarkan perhitungan terhadap nilai kritikalitas (k eff )
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 terperinciBERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR
BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR RINGKASAN Beberapa tipe Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR), Reaktor Air Tekan Rusia (VVER),
Lebih terperinciPENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS
PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS
Lebih 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 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 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 terperinciANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA
ANALISIS KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUKLIR CEPAT DAN TERMAL TERKOPEL BERDASARKAN PADA LETAK SUMBER NEUTRONNYA Mohamad Ali Shafii 1,4, Ade Gaffar Abdullah 2,4, Menik Ariani 3,4, S. H. J. Tongkukut 5 1 Jurusan
Lebih terperinciREAKTOR 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 terperinciAnalisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium
Analisis Kemampuan Breeding Ratio dan Void Reactivity Reaktor Termal Air Berat Berbahan Bakar Thorium Muhammad Ilham 1,a), Sidik Permana 1,b) 1 Laboratorium Fisika Nuklir, Kelompok Keilmuan Fisika Nuklir
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 terperinciOPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT
OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani dan Dian itriyani Jurusan isika Universitas Andalas Kampus Limau Manis
Lebih terperinciSTUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR. Abdul Waris 1* dan Budiono 2
Studi Tentang Fisibilitas Daur Ulang Aktinida Minor dalam BWR (Abdul Waris) ISSN 1411-3481 STUDI TENTANG FISIBILITAS DAUR ULANG AKTINIDA MINOR DALAM BWR Abdul Waris 1* dan Budiono 2 1 Kelompok Keilmuan
Lebih terperinciANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL
186 ISSN 0216-3128 Tukiran, dkk. ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR DENGAN WIMS-ANL Tukiran S. Rokhmadi PTRKN - BATAN ABSTRAK ANALISIS KOEFISIEN REAKTIVITAS TEMPERATUR MODERATOR PWR
Lebih terperinciANALISIS BURN UP PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
NLISIS BURN UP PD REKTOR CEPT BERPENDINGIN GS MENGGUNKN BHN BKR URNIUM LM Feriska Handayani Irka (1), Zaki Su ud (2) (1) Jurusan Fisika FMIP Universitas ndalas, Padang (2) Jurusan Fisika, FMIP Institut
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN ANALISIS
BAB IV HASIL DAN ANALISIS 4.1. Komposisi Masukan Perhitungan dilakukan dengan menjadikan uranium, thorium, plutonium (Pu), dan aktinida minor (MA) sebagai bahan bakar reactor. Komposisi Pu dan MA yang
Lebih terperinciPENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN
Lebih terperinciANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX)
ANALISIS NEUTRONIK PADA REAKTOR CEPAT DENGAN VARIASI BAHAN BAKAR (UN-PuN, UC-PuC DAN MOX) Dina Cinantya N, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas e-mail: cinantyad@yahoo.com ABSTRAK Analisis
Lebih terperinciTeknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY
Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Dalam rangka untuk mengatasi adanya kekurangan energi yang terjadi di dalam negri saat ini, maka banyak penelitian
Lebih terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING. Rida SNM *
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM MENGGUNAKAN STRATEGI SHUFFLING Rida SNM * ABSTRAK STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN Pb-Bi BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM
Lebih terperinciOptimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar
Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendinin Gas denan Uranium Alam sebaai Bahan Bakar Dora Andris*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *doraandris18.93@mail.com
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 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 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 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 terperinciPengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor
Pengaruh Ketinggian Larutan Bahan Bakar pada Kekritisan Aqueous Homogeneous Reactor Cahyo Ridho Prabudi 1, AndangWidiharto 2, Sihana 3 1,2,3 Jurusan Teknik Fisika FT UGM Jln.Grafika 2 Yogyakarta 55281
Lebih terperinciREAKTOR 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 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 terperinciPOTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN
POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN BAKAR PADA REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN GAS UNTUK PLTN POTENTIAL OF THORIUM AS FUEL AT GAS COOLED FAST REACTOR FOR NUCLEAR POWER PLANT Menik Ariani 1 *, Supardi 1, Fiber Monado
Lebih terperinciAnalisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 12, No. 3, Juli 2010, hal 85-90 Analisis Distribusi Suhu Aksial Teras Dan Penentuan k eff PLTN Pebble Bed Modular Reactor (PMBR) 10 MWE Menggunakan Metode MCNP 5 Agung
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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Konsumsi energi listrik dunia dari tahun ke tahun terus meningkat. Dalam hal ini industri memegang peranan penting dalam kenaikan konsumsi listrik dunia. Di Indonesia,
Lebih 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 terperinciNomor 36, Tahun VII, April 2001
Nomor 36, Tahun VII, April 2001 Mengenal Proses Kerja dan Jenis-Jenis PLTN Di dalam inti atom tersimpan tenaga inti (nuklir) yang luar biasa besarnya. Tenaga nuklir itu hanya dapat dikeluarkan melalui
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 terperinciPENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi
Lebih terperinciIII. METODE PENELITIAN. Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari
19 III. METODE PENELITIAN A. Waktu dan Tempat Penelitian Penelitian ini akan dilakukan selama tiga bulan, yaitu mulai dari bulan Februari 2013 sampai dengan bulan Mei 2013. Adapun tempat dilaksanakannya
Lebih 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 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 terperinciTINJAUAN PUSTAKA. ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak
7 II. TINJAUAN PUSTAKA A. Energi Nuklir Energi nuklir merupakan salah satu energi alternatif atas masalah yang ditimbulkan oleh semakin berkurangnya sumber energi fosil serta dampak lingkungan yang ditimbulkannya
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Ada beberapa kategori power/daya yang digunakan, antara lain backbone power, green power dan mobile power. Backbone power adalah sumber energi primer yang selalu tersedia
Lebih terperinciREAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)
REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan
Lebih terperinciPengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR)
Pengaruh Densitas Arus Listrik Terhadap Kinerja Sistem Elektrolisis Air Suhu Tinggi Menggunakan Molten Salt Nuclear Reactor (MSR) Andang Widi Harto 1), Arnoldus Lambertus Dipu 2), Alexander Agung 3) 1)
Lebih 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 terperinciANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K.
ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS Sumijanto Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd 80 Serpong Tangsel 15310 Tlp: 021
Lebih terperinciRISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR
RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet
Lebih terperinciKONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH
KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR TEKAN BERBAHAN BAKAR PLUTONIUM-URANIUM OKSIDA (MOX) DENGAN INTERVAL PENGISIAN BAHAN BAKAR PANJANG ASIH KANIASIH DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih 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 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 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 terperincidiajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176
STUDI PARAMETER REAKTOR BERBAHAN BAKAR UO 2 DENGAN MODERATOR DAN PENDINGIN D 2 O Skripsi untuk memenuhi sebagian persyaratan mencapai derajat Sarjana S-1 diajukan oleh : IRMA PERMATA SARI J2D005176 JURUSAN
Lebih terperinciDisusun oleh: SUSANTI M SKRIPSI
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT (UO 2 (NO 3 ) 2 ) DAN URANIL SULFAT (UO 2 SO 4 ) TERHADAP NILAI KRITIKALITAS AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Disusun oleh: SUSANTI
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 terperinciEFISIENSI MATERIAL PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR LWR (LIGHT WATER REACTOR) DAN PHWR (PRESSURIZED HEAVY WATER REACTOR)
EFISIENSI MATERIAL PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR LWR (LIGHT WATER REACTOR) DAN PHWR (PRESSURIZED HEAVY WATER REACTOR) Mochammad Ahied Program Studi Pendidikan IPA, Universitas Trunojoyo Madura
Lebih terperinciDESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006
DESAIN TERAS DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS HTR-PBMR PADA DAYA 50 MWe DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM SRAC2006 Bima Caraka Putra 1, Yosaphat Sumardi 1, Yohannes Sardjono 2 1 Program Studi Fisika,Jurusan pendidikan
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 terperinciSTUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM
STUDI DESAIN REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN HELIUM DENGAN BAHAN BAKAR URANIUM ALAM TUGAS AKHIR Karya tulis sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana dari Institut Teknologi Bandung oleh : MERI
Lebih terperinciSTUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED ABSTRAK
STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN HTR PEBBLE BED Zuhair, Rokhmadi Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK STUDI SENSITIVITAS KETINGGIAN TERAS REAKTOR DALAM DESAIN
Lebih terperinci2. Prinsip kerja dan Komponen Utama PLTN
PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) DAN JENIS-JENIS REAKTOR PLTN (Yopiter L.A.Titi, NRP:1114201016, PascaSarjana Fisika FMIPA Institut Teknologi Sepuluh November (ITS Surabaya) 1. Pendahuluan Nuklir
Lebih terperinciKAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG DENGAN MENGGUNAKAN BATANG KENDALI REAKTOR TRIGA 2000 TANPA BAHAN BAKAR (BKRTTBB)
Kajian Keselamatan Pengoperasian Reaktor Triga 2000 Bandung Dengan Menggunakan Batang Kendali Reaktor Triga 2000 Tanpa Bahan Bakar (BKRTTBB) ISSN 1411 3481 (Prasetyo) KAJIAN KESELAMATAN PENGOPERASIAN REAKTOR
Lebih 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 terperinciStudi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor
Studi Efek Geometri Terhadap Performa Bahan Bakar Pebble Bed Reactor Ginanjar 1,a), M. Nurul Subkhi 2,b), Dwi Irwanto,c) dan Topan Setiadipura,d) 1,2 Laboratorium Fisika Nuklir dan Energi, Kelompok Keilmuan
Lebih terperinciREAKTOR 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 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 terperinciPENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor
Lebih terperinci