PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
|
|
- Ade Tedjo
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 Nasional Jl. Babarsari P.O.Box 6101 YKBB Yogyakarta Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta 3. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR. Telah dibuat kode komputer (PresTHa-C) untuk analisa thermohidrolik awal pada bagian subkanal pendingin Reaktor Air Ringan. Perhitungan termohidrolik dilakukan secara bertahap dengan diskritisasi kanal aksial pendingin menjadi beberapa segmen dan menghitung persamaan kesetimbanangan energi sesuai profil daya pada segmen tersebut. Dalam model perhitungan ditentukan 3 kondisi perpindahan panas, yaitu one phase flow, subcooled nucleat boiling, dan bulk boiling two-phase flow. Perpindahan panas one phase flow menggunakan korelasi Dittus Boelter, sedangkan perpindahan bulk boiling two-phase flow dan subcooled nucleat boiling menggunakan korelasi Jens and Lottes. Kode komputer ini mampu memprediksi distribusi temperatur bahan bakar, kelongsong, dan pendingin, penurunan tekanan, kualitas uap, serta fraksi void sepanjang kanal pendingin. PresTha-C telah divalidasi dengan kode komputer THAL dan Kuljian pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe. Validasi tersebut menghasilkan perbedaan hasil perhitungan cukup kecil. Namun perbedaan perhitungan penurunan tekanan masih cukup besar. Kata Kunci : kode komputer termohidrolik, Reaktor Air Ringan (LWR) ABASTRACT CONSTRUCTING COMPUTER CODE FOR PRELIINARY THERMALHYDRAULICS ANALYSIS FOR LWR SUBCHANNEL. Have been constructed a computer code (PresTHa-C) for preliminary thermalhydraulics analysis for LWR subchannel. Thermalhydraulics calculation performed sequentially by discreetizing the axial coolant channel into several segments dan perform energy balance equation appropriate heat density generated at that segment. The program determine 3 convection heat transfer mechanism such as one phase flow, subcooled nucleat boiling, and bulk boiling two-phase flow. One phase flow heat transfer calculation use Dittus Boelter correlation. Subcooled nucleat boiling and bulk boiling twophase flow heat transfer calculation use Chen correlation. This computer code able to predict coolant, clad, and fuel temperature distribution, pressure drop, steam quality, and void fraction along coolant subchannel. PresTHa-C have been verified to other computer code THAL and Kuljian in case Westinghouse PWR 150 MWe and General Electric BWR 15 MWe type reactor. Validating of both programs resulting small difference. Nevertheless the pressure drop calculation result is much far differ than THAL and Kuljian. Keywords: thermalhydraulics computer code, Light Water Reactor (LWR) 1. PENDAHULUAN Perancangan awal (Preliminary Design) PLTN terutama bertujuan melakukan studi, analisis, dan simulasi awal terhadap sistem reaktor [1]. Ada 2 pertimbangan utama dalam perancangan teras reaktor nuklir, yaitu pertimbangan Neutronik dan Termohidrolik [2]. Pada penulisan ini akan dibuat kode komputer untuk perhitungan termohidrolik reaktor jenis LWR (Light Water Reactor), karena jenis reaktor daya inilah yang banyak digunakan untuk PLTN saat ini. LWR adalah reaktor nuklir termal yang menggunakan air ringan (H 2 O) sebagai moderator dan sekaligus berfungsi sebagai pendingin teras. Menurut prinsip kerjanya, LWR Muhammad Khoiri dkk 577 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
2 terbagi menjadi dua jenis yaitu PWR (Pressurized Water Reactor) dan BWR (Boiling Water Reactor). Kode komputer yang dihasilkan diharapkan dapat digunakan untuk mempermudah dan mempercepat perhitungan termohidrolik yang ditampilakn dalam bentk numeric dan grafik. Selain itu dapat digunakan sebagai modul belajar (learning modul) untuk mempelajari sistem kerja reaktor PWR dan BWR, khususnya bagi mahasiswa yang sedang mempelajari system reactor. Rumusan masalah pada penelitian ini adalah bagaimana menentukan distribusi temperatur (pendingin, kelongsong, dan bahan bakar), penurunan tekanan (pressure drop), kualitas uap (steam quality) dan fraksi hampa (Void) sepanjang kanal pendingin reaktor. Permasalahan awal yang timbul adalah bagaimana menentukan terjadinya perubahan fase cair ke fase uap pada fluida pendingin. Karena diperlukan korelasi empiris yang berbeda pada masing-masing kondisi fluida untuk mengitung perpindahan panas konveksi fluida pendingin dengan permukaan kelongsong bahan bakar. 2. DASAR TEORI Sistem Pembangkit Uap Nuklir merupakan keseluruhan sistem yang berperan dalam pemindahan energi yang dihasilkan dari reaksi pembelahan di dalam bahan bakar (teras reaktor). Sistem Pembangkit Uap Nuklir pada umumnya terdiri atas tiga komponen utama [2], yaitu : 1. Reaktor Nuklir, sebagai sumber pembangkitan panas / energi. 2. Loop Pendingin Primer dan Pompa Pendingin Primer, berfungsi sebagai pemindah (transport) panas dari teras reaktor ke sistem pembangkit uap. 3. Pembangkit Uap, berfungsi mengubah air menjadi uap (steam) sebagai fluida kerja pada pendingin sekunder dengan panas dari pendingin primer. Pada reaktor BWR (Boiling Water Reactor), tidak diperlukan pembangkit uap karena uap dihasilkan secara langsung di teras reaktor. Analisis Termohidrolik Termohidrolik reaktor adalah studi mengenai proses transport energi dan massa dalam pemanfaatan energi hasil reaksi fisi di dalam teras reaktor [2]. Pada dasarnya, secara neutronik (pertimbangan nuklir) daya teras dapat dirancang pada daya berapapun besarnya. Namun besarnya daya tersebut dibatasi oleh kemampuan material teras dalam menyerap dan memindahkan panas tersebut ke pendingin dikenal sebagai pertimbangan non nuklir. Distribusi Pembangkitan Kalor pada Reaktor SEMINAR NASIONAL Untuk reaktor yang mendekati bentuk silinder seperti pada kebanyakan LWR, distribusi fluks neutron atau daya reaktor ditentukan dalam arah aksial dan radial. Distribusi daya di dalam teras reaktor silinder tanpa reflektor adalah [2] Dengan R e adalah bilangan Renold dan H e adalah panjang fuel rod. p(pitch) (p) Fuel channel Triangular Lattice Rectangular Lattice Fuel Gambar 1. Susunan bahan bakar di dalam teras [2] Perpindahan Panas Radial Pin Bahan Bakar Reaktor Air Ringan pada umumnya menggunakan Pin Bahan Bakar (Fuel elements) yang tersusun atas fuel pellets yang dibungkus material kelongsong. Terdapat ruang (gap) antara fuel pellets dengan kelongsong yang berisi gas inert. Mekanisme perpindahan panas arah radial pada Pin Bahan Bakar adalah : a. Konduksi pada Bahan bakar b. Konveksi pada Gap c. Konduksi pada Kelongsong d. Konveksi Paksa (Force Convection) pada Pendingin Didalam teras reaktor, pin bahan bakar dan pendingin disusun dalam susunan (lattice) tertentu. p channel d d Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 578 Muhammad Khoiri dkk
3 Pada LWR, ada dua susunan yang sering digunakan, seperti terlihat pada gambar 1, yaitu : 1. Triangular Lattice 2. Rectangular Lattice Enthalpi dan Kualitas Uap Keadaan termodinamik suatu materi direpresentasikan oleh 3 variabel, yaitu Tekanan (P), Volume (V), dan Temperatur (T) [1]. Untuk menyatakan kuantitas termodinamika suatu materi, maka digunakan definisi enthalpi. Enthalphi didefinisikan sebagai jumlah dari energi internal dengan hasil kali Tekanan dengan Volume. Konveksi Paksa pada Pendingin Satu Fase Dikatakan konveksi satu fase apabila fluida pendingin yang mengalir dalam keadaan cair seluruhnya. Perpindahan panas dari permukaan kelongsong ke fluida pendingin sesuai dengan Hukum Pendinginan Newton, yaitu [4] : Konveksi Paksa pada Pendingin Dua Fase Pada konveksi 2 fase, terdapat campuran Air- Uap dengan fraksi tertentu yang mengalir dalam kanal pendingin.dengan adanya pendidihan, maka terbentuk gelembung (bubble) uap. Panas yang diberikan dari pin bahan bakar digunakan untuk mengubah fase dalam bentuk panas latent penguapan (latent heat evaporation) [6]. Untuk menghitung koefisien perpindahan panas konveksi paksa pendingin dengan permukaan kelongsong pada keadaan subcooled nucleate maupun saturated boiling digunakan korelasi Jens and Lottes [2,4] yaitu: Penurunan Tekanan (Pressure Drop) pada Pendingin. Penurunan tekanan adalah salah satu parameter termohidrolika yang cukup penting, karena berkaitan dengan daya pompa primer untuk mengalirkan pendingin melewati teras, yang pada akhirnya mempengaruhi efisiensi keseluruhan sistem PLTN. Komponen penurunan tekanan persegmen pada aliran satu fase terdiri dari [4] 1. Gesekan pada kanal pendingin (Channel friction) 2. Perubahan geometri kanal pendingin, seperti spacer grid dan inlet/otlet geometry 3. Gaya berat akibat perubahan ketinggian Komponen penurunan tekanan persegmen pada aliran dua fase terdiri dari [4] 1. Ekspansi pembentukan uap 2. Channel Friction 3. Perubahan geometri kanal pendingin 4. Gaya berat akibat perubahan ketinggian 3. METODE PENELITIAN Kode komputer termohidrolik untuk LWR ini digunakan untuk mengetahui parameter-parameter penting termohidrolik pada reaktor PWR maupun BWR. Parameter ini antara lain distribusi temperatur pendingin, temperatur kelongsong dan bahan bakar, penurunan tekanan (pressure drop), serta kualitas uap sepanjang kanal pendingin teras. Kode komputer ini dibuat menggunakan Borland Delphi 7 sehingga hasil perhitungan dapat ditampilkan secara numerik dan grafik [5]. Metode dalam penelitian pembuatan kode komputer termohidrolik LWR ini adalah 1. Studi neutronik dan termohidrolik reaktor nuklir melalui studi pustaka, 2. pengumpulan data teknis reaktor dan data termodinamika air dari pustaka, 3. perancangan algoritma dan flow chart program 4. pembuatan kode komputer menggunakan program Delphi 7, 5. validasi perhitungan pada reaktor jenis Westinghouse PWR 150 MWe dan General Electric BWR 150 MWe dengan kode komputer THAL [6] dan Kuljian [6], 6. analisa hasil validasi terhadap kode computer THAL dan Kuljian, 7. pengambilan kesimpulan 4. HASIL DAN PEMBAHASAN Telah dibuat kode komputer untuk analisa termohidrolik reaktor air ringan (Light Water Reactor) yang diberi nama PresTHa-C (Preliminnary Subchannel Reactor Thermalhydraulics Analysis Code) yang dioperasikan pada sistem operasi Windows. Algoritma Program Utama Algoritma program utama adalah 1. Mulai 2. Masukkan input 3. Hitung parameter teras dan cek fuel lattice 4. Hitung daya max pada posisi radial r 5. Hitung enthalpi inlet 6. Hitung lebar persegmen 7. Inisialisasi bagian inlet 8. Hitung daya pada posisi 9. Hitung penambahan enthalpi 10. Hitung enthalpi saturasi air dan uap 11. Cek kondisi pendingin, 12. Lakukan perhitungan termohidrolik sesuai kondisi pada segmen tersebut Muhammad Khoiri dkk 579 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
4 13. Cek apakah sudah mencapai bagian outlet teras? Jika belum, pindah ke posisi segmen selanjutnya dan kembali ke alur nomor 8. Jika telah melewati outlet teras, lanjutkan ke alur no. 14 berikut 14. Tampilkan hasil perhitungan 15. Selesai. Validasi Perhitungan Validasi dilakukan dengan membandingkan hasil perhitungan PresTHa-C dengan hasil program lain yang lebih standar, yaitu THAL dan perhitungan dari Kuljian [6]. Jenis reaktor yang digunakan adalah Westinghouse PWR 150MWe untuk reaktor air tekan (PWR). serta General Electric BWR 150 MWe untuk reaktor air didih (BWR) dengan parameter-parameter teknisnya seperti terlihat pada table 3 Perhitungan Termohidrolika Reaktor PWR Parameter-parameter teknis reactor Westinghouse PWR 150 MWe dapat dilihat pada table 1. Tabel 1 Parameter Teknis Reaktor Westinghouse PWR 150 MWe Parameter Tinggi aktif teras Tinggi terekstrapolasi Susunan Bahan Bakar Tekanan masukan Nilai 316,48 cm 334,48 cm Rectangular 140,65 bar Temperatur masukan 260,55 o C Rata-rata kecepatan aliran/ 760,71 kg/hr kanal Rata-rata Daya Linier 89,72 W/cm Daya Linier maksimum 354,33 W/cm Pitch antar Elemen Bakar 1,07188 cm Diameter luar Elemen Bakar Ketebalan Kelongsong Ketebalan Gap Jari-jari pellet Bahan Bakar 0,86360 cm 0,05334 cm 0,00508 cm 0,37338 cm SEMINAR NASIONAL Tabel 2. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan Kuljian Parameter PresTHa-C THAL KULJIAN pendingin pada outlet kelongsong luar kelongsong dalam fuel pellet luar pusat fuel pellet Total Pressure Drop (bar) Bagian subcooled boiling (%) 324,62 324,88 322,86 356,08 341,61 330,00 414,11 381,40 373,33 570,07 698,01 702, , , ,89 2,594 0,903(avg) 0,782 (avg) 71, Untuk membandingkan ketiga program, telah ditetapkan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar Watt/cm. Dari hasil tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan Kuljian. Gambar 2 adalah distribusi temperatur pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan dalam. Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHa- C dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah seperti terlihat pada table 2. Gambar 2. Distribusi Temperatur Pendingin dan Kelongsong PresTHa-C dan THAL telah memperkirakan subcooled boiling terjadi masing-masing sebesar 71,2 % dan 64 % bagian dari tinggi aktif teras di pusat teras. Sedangkan pada Kuljian tidak memperkirakan terjadinya subcooled boiling. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 580 Muhammad Khoiri dkk
5 Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan.hal ini terjadi karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin. Perhitungan Termohidrolika Reaktor BWR Parameter-parameter teknis reactor General Electric BWR 150 MWe dapat dilihat pada table 3. Untuk membandingan ketiga program, pada data teknis Reaktor General Electric BWR 150 MWe telah ditetapkan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Gambar 3 adalah distribusi temperatur pendingin, permukaan kelongsong bagian luar dan dalam sedang gambar 4 adalah distribusi steam quality dan void fraction Tabel 3. Parameter Teknis Reaktor General Electric BWR 150 MWe Data Tinggi aktif teras Tinggi terekstrapolasi Nilai 360,68 cm 379,68 cm Tekanan masukan 73,87 bar Temperatur masukan Rata-rata kecepatan aliran/ kanal Rata-rata daya linier Daya linier maksimum Pitch antar Elemen Bakar Diameter luar Elemen Bakar Ketebalan Kelongsong Ketebalan Gap Diameter pellet Bahan bakar 274,44 o C 1095,10 kg/hr 165,36 W/cm 613,38 W/cm 1,9558 cm 0,86360 cm 0,05334 cm 0,00508 cm 0,37338 cm Hasil perhitungan termohidrolik dari PresTHa- C dibandingkan dengan THAL dan Kuljian adalah sebagai berikut Tabel 4. Perbandingan hasil PresTHa-C, THAL dan Kuljian Parameter PresTH a-c THAL KULJI AN Temp. pendingin outlet 290,90 288,27 287,22 kelongsong luar 340,22 304,10 296,66 kelongsong dalam 441,22 414,61 372,22 fuel pellet luar 638,91 847,60 805,00 pusat fuel pellet 2660, , ,0 0 Total Pressure Drop (bar) ,29 2,55 Non-Bulk boiling height (% 30,3 35,21 40,00 tinggi aktif) Kualitas Uap maksimum (%) 21,96 24,74 20,80 Fraksi Void maksimum (%) 77,01 77,10 70,00 Gambar 3. Distribusi Temperatur Pendingin dan Kelongsong Pendidihan pada seluruh bagian pendingin (bulk boiling) terjadi pada posisi sekitar 100 cm dari bagian inlet teras. Atau sekitar 30,3 % bagian pendingin belum mengalami bulk boiling. Keadaan pendingin pada bagian outlet reaktor berada pada kondisi saturasi. Temperatur outlet pendingin mencapai temperatur saturasi 290,90 o C. Pada reaktor BWR terjadi aliran pendingin dalam bentuk campuran uap-air. Semakin besar panas yang diserap selama melewati kanal pendingin, maka semakin banyak massa uap yang terbentuk. Karena densitas uap sangat kecil jika dibandingkan dengan air, maka kenaikan fraksi uap (steam quality) yang kecil menghasilkan uap dengan volume sangat besar. Fraksi uap yang keluar di bagian outlet sekitar 21,96 % dan Fraksi Void sekitar 70,01 %. Untuk membandingan ketiga program digunakan nilai maximum linier heat density yang sama yaitu sekitar 613,38 Watt/cm. Dari hasil tersebut dapat dikatakan hasil perhitungan program PresTHa-C mendekati hasil perhitungan THAL dan Kuljian. Muhammad Khoiri dkk 581 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
6 Gambar 4. Distribusi Steam Quality dan Void fraction Pada reaktor BWR kualitas uap dan fraksi void yang dihasilkan cukup rendah, karena kedua hal tersebut akan mempengaruhi faktor multiplikasi dan reaktivitas reaktor. Jika kualitas uap dan fraksi void terlalu tinggi, akan mengakibatkan turunnya probabilitas terjadinya proses termalisasi neutron cepat menjadi neutron lambat sehingga akan menurunkan fluks neutron termal dandensitas daya reaktor. Hal ini mengingat air selain sebagai pengambil panas pada teras sekaligus berfungsi sebagai moderator dalam proses nuklir. Sehingga perubahan kerapatan air akan mengakibatkan perubahan profil daya reaktor. Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan. Hal ini terjadi karena THAL dan Kuljian menghitung rata-rata pressure drop seluruh kanal pendingin, sementara PresTHa-C hanya menghitung 1 kanal pendingin. 5. KESIMPULAN Berikut kesimpulan yang dapat diambil dari penelitian ini adalah: 1. Telah dibuat Program Termohidrolik Reaktor Air Ringan yang diberi nama PresTHaC dan dapat dijalankan di Personal Computer berbasis Windows. 2. Perhitungan termohidrolik kanal pendingin terpanas pada reaktor Westinghouse PWR 150 MWe menggunakan PresTha-C dengan Maximum Linier Heat Density sebesar 440 Watt/cm menghasilkan : a. Temperatur pendingin dan material teras : i. Temp. pendingin pada outlet = 322,02 o C ii. kelongsong luar = 355,54 o C iii. kelongsong dalam = 413,58 o C iv. fuel pellet luar = 569,63 o C v. pusat fuel pellet = 1755,86 o C SEMINAR NASIONAL b. Subcooled boiling terjadi pada 68,2 % bagian subkanal pendingin. c. Total Pressure drop sepanjang kanal pendingin sebesar 2,544 bar. 3. Perhitungan termohidrolik pada reaktor General Electric BWR 150 MWe menggunakan PresTha- C dengan Maximum Linier Heat Density sebesar Watt/cm menghasilkan : a. Temperatur pendingin dan material teras : i. Temp. pendingin pada outlet = 290,94 o C ii. kelongsong luar = 338,59 o C iii. kelongsong dalam= 439,59 o C iv. fuel pellet luar = 637,64 o C v. pusat fuel pellet = 2659,30 o C b. Non-Bulk boiling terjadi pada 30,3 % bagian panjang subkanal pendingin. c. Kualitas uap dan Fraksi Void pada bagian outlet masing-masing sebesar 20,72 % dan 75,67 %. d. Total Pressure drop sepanjang kanal pendingin sebesar 0,764 bar. 4. PresTHaC dapat digunakan pada reaktor PWR dan BWR dengan rentang tekanan 5 MPa sampai dengan 20 MPa. 5. Dari hasil perbandingan dengan program THAL dan Kuljian, hasil perhitungan kode komputer PresTHa-C untuk temperatur pendingin, kelongsong, dan temperatur pusat bahan bakar serta kualitas uap dan fraksi void mendekati perhitungan THAL dan Kuljian. Sedangkan perbedaan cukup jauh pada hasil perhitungan penurunan tekanan. 6. Saran 1. Pada kode komputer ini masukan daya reaktor pada arah radial merupakan fungsi Bessel sedangkan pada arah aksial merupakan fungsi Sinusoidal. Sehingga kode ini terbatas pada reaktor silinder tanpa reflektor. Untuk dapat melakukan analisa termohidrolik reaktor silinder dengan reflektor, maka dibutuhkan modul neutronik tersendiri yang mampu menghasilkan distribusi fluks dengan menurunkan persamaan difusi neutron menggunakan metode numerik. 2. Kode komputer ini hanya melakukan perhitungan 1 subkanal pendingin, untuk dapat menghitung seluruh kanal diperlukan looping perhitungan pada posisi subkanal yang lain(pada arah radial) sampai bagian tepi teras. Sehingga dapat dihitung nilai ratarata dari parameter termohidrolik reaktor tersebut. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 582 Muhammad Khoiri dkk
7 6. DAFTAR PUSTAKA [1] Masaaki, Ucihda. Thermal-Hydraulics of Nuclear Reactor,Tokai Training Center,JAERI. [2] Dudderstad, James J and Louis J. Hamilton Nuclear Reactor Analysis. Michigan: John Wiley and Sons,Inc. [3] Reihman, Thomas C Nuclear Engineering Thermal-Hydraulics Computer Modules, TH-1: Pressurized Water Reactors, TH-2 :Liquid Metal Fast Breeder Reactor, TH-3: High Temperature Gas cooled Reactor, Virginia Polytechnic Institute. [4] M. M. El-Wakil Nuclear Heat Transport, Intext, Scranton. [5] [6] Sial, Ijaz H. and Parvez, A THAL Computer Code for Thermal Hydraulic Analysis of Light Water Reactors, Journal Nucleus Volume 18:3, Karachi, Pakistan. Muhammad Khoiri dkk 583 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
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 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 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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih 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 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 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 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 terperinciWebsite : 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 terperinciPEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi
Lebih 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 terperinciHASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS
Bab 5 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS 5.1 Data Spesi kasi GCFR No Parameter Spesi kasi 1 Power 600 MW th 2 Power density teras reaktor 100 MW=m 3 3 Power density rata-rata 55 MW=m 3 4 Tekanan pendingin
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciANALISIS 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 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 terperinciPENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG
PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan
Lebih 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 terperinciDESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR
DESAIN TERAS SUPERCRITICAL WATER COOLED FAST BREEDER REACTOR R. Sigit E.B. Prasetyo, Andang Widi Harto, Alexander Agung Program Studi Teknik Nuklir, Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik UGM ABSTRAK DESAIN
Lebih 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 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 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 terperinciEVALUASI 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 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 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 terperinciKARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL
KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132
Lebih 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 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 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 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 terperinciSTUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT
Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR
Lebih terperinciSTUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR
STUDI ANALITIK POLA ALIRAN DAN DISTRIBUSI SUHU DINDING ELEMEN BAKAR SILINDER DI TERAS REAKTOR NUKLIR SMALL MODULAR REACTOR (SMR) Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1 Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik,
Lebih 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 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 terperinciANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI
Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan
Lebih 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 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 terperinciSimposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA
Simposium Nasional Teknologi Terapan (SNTT) ISSN 2339-028X STUDI LITERATUR PENGEMBANGAN NANOFLUIDA UNTUK APLIKASI PADA BIDANG TEKNIK DI INDONESIA Anwar Ilmar Ramadhan 1*, Ery Diniardi 1, Cahyo Sutowo 1
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciSIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR)
Available online at Website http://ejournal.undip.ac.id/index.php/rotasi SIMULASI KARAKTERISTIK ALIRAN DAN SUHU FLUIDA PENDINGIN (H 2 O) PADA TERAS REAKTOR NUKLIR SMR (SMALL MODULAR REACTOR) *Anwar Ilmar
Lebih 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 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 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 terperinciANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL
ANALISIS SUB-BULUH PADA MODEL REAKTOR SUSUNAN BAHAN BAKAR BUJURSANGKAR ATAU HEKSAGONAL ABSTRAK Analisis sub-buluh merupakan salah satu metode untuk menganalisis aspek termohidrolik pada reaktor atau penukar
Lebih 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 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 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 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 terperinciTUGAS AKHIR. Diajukan untuk memenuhi persyaratan dalam menyelesaikan program sarjana pada Departemen Fisika Institut Teknologi Bandung.
STUDI AWAL DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR DALAM BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM DENGAN MODEL BURNUP STANDAR MENGGUNAKAN MODUL PERHITUNGAN SEL PIJ DARI CODE SRAC 2002 TUGAS AKHIR Diajukan untuk memenuhi
Lebih terperinciPemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda
Pemodelan Sistem Sirkulasi Alami pada Reaktor nuklir dengan Variasi Ketinggian Alat yang Berbeda Geby Saputra 1,a), Habibi Abdillah 2,b), Sidik Permana 2,c) dan Novitrian 2,d) 1 Laboratorium Fisika Nuklir
Lebih 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 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 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 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 terperinciSTUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA. Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud *
STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI SIRKULASI ALAMIAH PADA SISTEM PENDINGINNYA Pribadi Mumpuni Adhi dan Zaki Su ud * ABSTRAK STUDI DESAIN KONSEPTUAL REAKTOR KECIL 200MWT DAN APLIKASI
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 terperinciSOLUSI ANALITIK DAN SOLUSI NUMERIK KONDUKSI PANAS PADA ARAH RADIAL DARI PEMBANGKIT ENERGI BERBENTUK SILINDER
SOLUSI ANALITIK DAN SOLUSI NUMERIK KONDUKSI PANAS PADA ARAH RADIAL DARI PEMBANGKIT ENERGI BERBENTUK SILINDER ABSTRAK Telah dilakukan perhitungan secara analitik dan numerik dengan pendekatan finite difference
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 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 terperinciJURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: ( Print) B-192
JURNAL TEKNIK POMITS Vol. 3, No. 2, (2014) ISSN: 2337-3539 (2301-9271 Print) B-192 Studi Numerik Pengaruh Baffle Inclination pada Alat Penukar Kalor Tipe Shell and Tube terhadap Aliran Fluida dan Perpindahan
Lebih terperinciPEMODELAN MULTI-KANAL TUBE-SIDE PADA PEMBANGKIT UAP PLTN 1000 MW
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 51 PEMODELAN MULTI-KANAL TUBE-SIDE PADA PEMBANGKIT UAP PLTN 1000 MW Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Gedung 80 kawasan Puspiptek Serpong
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 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 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 terperinciREAKTOR 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 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 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 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 terperinci2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar
- Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. - PLTN dikelompokkan
Lebih terperinciANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI SUHU PEN- DINGIN PRIMER PADA DAERAH RING B, C, D, E DAN F TERAS KARTINI UNTUK DAYA 250 KW.
68 ISSN 06-38 Widarto, dkk. ANALISIS DAN PENENTUAN DISTIBUSI SUHU PEN- DINGIN PIME PADA DAEAH ING B, C, D, E DAN F TEAS KATINI UNTUK DAYA 50 KW. Widarto,Tri Wulan Tjiptono, Eko Priyono P3TM BATAN ABSTAK
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciREAKTOR 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 terperinciOPTIMASI 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 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 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 terperinciPENENTUAN 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 terperinciPEMBANGKIT PENGENALAN (PLTN) L STR KTENAGANUKLTR
PENGENALAN (PLTN) PEMBANGKIT L STR KTENAGANUKLTR I _ Sampai saat ini nuklir khususnya zat radioaktif telah dipergunakan secara luas dalam berbagai bidang seperti industri, kesehatan, pertanian, peternakan,
Lebih terperinciPARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN... TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL
Lebih terperinciEVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN
EVALUASI DESAIN TERMAL KONDENSOR PLTN TIPE PWR MENGGUNAKAN PROGRAM SHELL AND TUBE HEAT EXCHANGER DESIGN Saut Mangihut Tua Naibaho 1), Steven Darmawan 1) dan Suroso 2) 1) Program Studi Teknik Mesin Universitas
Lebih 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 terperinciPENINGKATAN 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 terperinciSigma Epsilon, ISSN
VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN DISTRIBUSI TEMPERATUR BAHAN BAKAR RGTT200K KONDISI TUNAK Sudarmono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI PROGRAM VSOP PADA PERHITUNGAN
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 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 terperinciSIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK. Rico D.P. Siahaan, Santo, Vito A. Putra, M. F. Yusuf, Irwan A Dharmawan
SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK Rico D.P. Siahaan, Santo, Vito A. Putra, M. F. Yusuf, Irwan A Dharmawan ABSTRAK SIMULASI ALIRAN PANAS PADA SILINDER YANG BERGERAK. Aliran panas pada pelat
Lebih 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 terperinciFISIKA TERMAL Bagian I
FISIKA TERMAL Bagian I Temperatur Temperatur adalah sifat fisik dari materi yang secara kuantitatif menyatakan tingkat panas atau dingin. Alat yang digunakan untuk mengukur temperatur adalah termometer.
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 terperinciANALISIS 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 terperinciKalor dan Hukum Termodinamika
Kalor dan Hukum Termodinamika 1 Sensor suhu dengan menggunakan tangan tidak akurat 2 A. SUHU / TEMPERATUR Suhu benda menunjukkan derajat panas suatu Benda. Suhu suatu benda juga merupakan berapa besarnya
Lebih terperinciEndiah 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 terperinciBAB II LANDASAN TEORI
BAB II LANDASAN TEORI 2.1 Pengertian Umum Mesin pendingin atau kondensor adalah suatu alat yang digunakan untuk memindahkan panas dari dalam ruangan ke luar ruangan. Adapun sistem mesin pendingin yang
Lebih terperinciPEMBUATAN PERANGKAT LUNAK UNTUK PREDIKSI SIFAT TERMODINAMIKA DAN TRANSPORT CAMPURAN TERNER HIDROKARBON
PEMBUATAN PERANGKAT LUNAK UNTUK PREDIKSI SIFAT TERMODINAMIKA DAN TRANSPORT CAMPURAN TERNER HIDROKARBON ABSTRAK Penelitian ini membahas usaha penggantian R-l2 dengan refrigeran campuran hidrokarbon dan
Lebih terperinciBAB 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 terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Perpindahan Panas Perpindahan kalor (heat transfer) ialah ilmu untuk meramalkan perpindahan energi yang terjadi karena adanya perbedaan suhu di antara benda atau material.
Lebih terperinciDefinisi PLTN. Komponen PLTN
Definisi PLTN PLTN adalah sebuah pembangkit daya thermal yang menggunakan satu atau beberapa reaktor nuklir sebagai sumber panasnya. Prinsip kerja sebuah PLTN hampir sama dengan sebuah Pembangkilt Listrik
Lebih terperinciKOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR DUA FASA UDARA DAN AIR SEARAH DALAM PIPA VERTIKAL PADA DAERAH ALIRAN KANTUNG (SLUG FLOW)
KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR DUA FASA UDARA DAN AIR SEARAH DALAM PIPA VERTIKAL PADA DAERAH ALIRAN KANTUNG (SLUG FLOW) Imam Syofii, Nuryo Suwito, Kunarto, Deendarlianto Jurusan Teknik Mesin, UGM Email: syofii_imam@yahoo.com
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 terperinciANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN
Lebih terperinciBAB 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 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 terperinci