ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
|
|
- Harjanti Johan
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR..Dalam rangka mendapatkan informasi tentang kondisi kehilangan aliran RSG-GAS moda satu jalur, maka telah dilakukan analisis menggunakan paket komputer RELAP5.Mod3. Parameter terpenting yang diamati adalah daya reaktor, transien temperatur pendingin primer dan sekunder serta temperatur pelat elemen bakar. berdasarkan data tersebut dapat diketahui karakteristik transien kehilangan aliran dalam pengoperasian moda satu jalur RSG-GAS. Dalam analisis ini reaktor dioperasikan pada daya tunak (steady-state) 15 MW, kemudian terjadi transien karena pompa sistem pendingin primer yang ada mati, sedangkan pompa sistem pendingin sekunder tetap beroperasi. Selama kondisi transien berlangsung, diperoleh data pola perubahan daya, aliran dan temperatur sistem pendingin. Hasil analisis menunjukkan bahwa temperatur pendingin primer menuju reaktor sebesar 40,2 o C dan reaktor scram oleh sistem proteksi setelah 4 detik transien akibat laju alir pendingin menurun menjadi 85 % terhadap laju alir normal. Temperatur maksimum pelat elemen bakar 106,1 o C pada detik transien ke 86, angka ini masih di bawah temperatur saturasi setempat (125,57 o C). Berdasarkan hasil analisis dapat disimpulkan bahwa kehilangan aliran RSG-GAS moda satu jalur pada daya 15 MW masih menunjukkan kondisi yang aman. Kata kunci: kehilangan aliran, moda satu jalur ABSTRACT LOSS OF PRIMARY COOLANT FLOW ANALYSIS FOR THE RSG-GAS ONE-LINE MODE. To obtain the information of Loss Of Flow RSG-GAS for the one line mode, an analysis using RELAP5.Mod3 code was carried out. The important parameters investigated were transient temperature of both primary and secondary coolant and also fuel plate temperature. Based on those parameters, the LOF transient characteristic for one-line mode operation of RSG-GAS could be found. In this analysis, the reactor was operated at the power of 15 MW (steady-state) after that transient occured due to the existing of primary cooling pump stopped while secondary cooling system was still under operation. During transient, pattern of power change, flow and cooling system temperature were obtained. Analysis result showed that the reactor coolant temperature inlet was 40,2 o C and flow decrease to 85% caused reactor scram by Loss Of Flow protection system at 4 seconds. The maximum fuel plate temperature was 106,1 o C at 86 seconds, this value was less then local saturation temperature ( o C). Based on the analysis result it could be concluded that Loss Of Flow of RSG-GAS one-line mode at the power of 15 MW indicates safe condition. Key words: LOF, one-line mode 254
2 1. PENDAHULUAN Sistem pendingin reaktor merupakan komponen penting di RSG-GAS (Reaktor Serbaguna GA Siwabessy), oleh karena itu penelusuran karakteristik sistem termohidrolika merupakan hal yang harus dilakukan dalam pengoperasian reaktor nuklir. Untuk itu, perlu suatu analisis yang berkaitan dengan operasi reaktor. Informasi tentang karakteristik reaktor sangat diperlukan seiring dengan persyaratan keselamatan yang diharapkan dari berbagai pihak. Untuk meyakinkan bahwa pengoperasian reaktor RSG-GAS adalah aman, harus dilakukan suatu analisis yang handal terhadap reaktor itu sendiri. RSG-GAS memiliki dua jalur paralel sistem pendingin yang beroperasi secara bersamaan untuk daya reaktor 30 MW. Berkenaan dengan permintaan pengguna yang cukup banyak dilayani dengan daya rendah (hanya sekitar daya 15 MW) maka diperlukan efisiensi dan penghematan. Salah satu pilihan adalah pengoperasian dengan sistem pendingin satu jalur. Sebelum pilihan tersebut dilaksanakan, maka diperlukan analisis keselamatan untuk mengetahui apakah batas keselamatan tidak terlampaui. Pada pengoperasian sistem pendingin satu jalur, kemampuan memindahkan energi kalor dari reaktor akan berkurang. Berkenaan dengan hal tersebut, maka parameter-parameter temperatur pada pelat elemen bakar, pendingin dan pembangkitan kalor juga akan berubah. Kondisi transien pendinginan reaktor diantaranya adalah kondisi yang disebabkan adanya gangguan pada sistem tersebut, misalnya gangguan yang disebabkan oleh ketidak-seimbangan antara energi yang dibangkitkan dan pembuangannya. Salah satu kondisi transien adalah LOFA (Loss Of Flow Accident) yang mana dalam hal ini pompa sistem pendingin primer yang ada mati, sedangkan sistem pendingin sekunder tetap beroperasi. Akibat kondisi tersebut temperatur pendingin reaktor naik. Pemanfaatan paket program diantaranya RELAP5.MOD3 untuk melakukan analisis, merupakan solusi yang tepat, efisien dan dapat menjawab masalah di atas. Paket program RELAP5.MOD3 dapat mengamati parameterparameter sebagai fungsi waktu yang disimulasikan sebagai kondisi transien yang terjadi dalam moda pendingin satu jalur RSG- GAS. Berdasarkan latar-belakang tersebut maka, hasil analisis ini diharapkan dapat memberikan informasi penting tentang pola transien temperatur yang terjadi pada sistem pendingin primer maupun pendingin sekunder, pola perubahan daya reaktor, aliran, temperatur curah pendingin teras serta temperatur maksimum elemen bakar dan parameter lain akibat transien. 2.TEORI 2.1 Relap5.mod3 [1] Paket RELAP5.MOD3 adalah paket komputer yang dikembangkan oleh Idaho National Engineering Laboratory melalui dukungan NRC United State. Paket ini secara luas telah dipakai untuk reaktor berpendingin air ringan dalam menganalisis perhitungan transien satu dimensi pada suatu sistem termal dan hidrolika secara komplek. RELAP5. MOD3 ini dikembangkan berdasarkan model nodalisasi/junction multi-region, dimana bagian utamanya memuat bagian volume hidrodinamika dan bagian heat structure. Heat structure dikoneksikan dengan volume hidrodinamika, energi yang ditransfer dari atau ke heat structure ditambahkan dari energi internal pada suatu volume. Sistem pada junction antar setiap volume node menggunakan persamaan konservasi momentum. Prinsip pada RELAP5.MOD3 adalah penggunaan dua fluida yakni uap, cair dan lima persamaan model hidrodinamika untuk aliran dua fasa. Lima persamaan itu adalah persamaan konservasi massa setiap fasa, persamaan konservasi momentum setiap fasa dan persamaan konservasi energi kedua fasa. Suatu energi yang ditransfer menggunakan asumsi bahwa salah satu fasa tersebut dalam keadaan saturasi. Perhitungan hidrodinamika di dalam RELAP5.MOD3 memakai formula kondisi aliran dua fasa berdasarkan model nonhomogenous. 2.2 Reaktor RSG-GAS [2] Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG-GAS) adalah reaktor riset jenis MTR (Material Testing Reactor) yang dioperasikan dengan bahan bakar uranium pengkayaan rendah atau LEU (Low Enriched Uranium). Reaktor RSG-GAS dengan kolam terbuka dirancang untuk dapat menghasilkan panas 255
3 maksimum sebesar 30 MW dengan fluks neutron termal maksimum di dalam teras (incore) sebesar 2,5 x neutron cm -2 det -1. Teras reaktor dimoderasi dan didinginkan oleh air ringan secara konveksi paksa dengan arah aliran pendingin dari atas ke bawah (down-flow). Komponen-komponen teras disusun dalam kisi-kisi dimana di dalamnya diletakkan elemen bakar standar (EB), elemen bakar kendali, elemen berilium, dan tempat iradiasi. Pada pengoperasian reaktor dengan tingkat daya nominal 30 MW, sistem pendingin dioperasikan secara konveksi paksa yang merupakan Moda Operasi Normal. Air pendingin primer dengan tekanan absolut 1,977 bar dipompakan ke dalam teras reaktor dengan laju aliran ± 3100 m 3 /jam. Aliran pendingin sebesar tersebut akan mengambil panas yang dibangkitkan melewati gap kanal-kanal pelat EB. Panas yang berasal dari elemen bakar tersebut oleh sistem pendingin primer kemudian dilewatkan pada alat penukar panas dan selanjutnya oleh sistem pendingin sekunder dilepaskan ke atmosfir melalui menara pendingin. Diagram sistem pendingin ditunjukkan pada Gambar 1. Selain mengoperasikan reaktor dengan sistem pendinginan konveksi paksa, juga diperlukan sistem pendinginan konveksi alamiah (natural convection) untuk mengakomodasi eksperimen yang memerlukan pengoperasian reaktor pada tingkat daya yang relatif rendah. Aliran pendingin dapat mengalir karena adanya beda rapat massa air pendingin sebagai akibat pemanasan air pendingin oleh bahan bakar. 2.3 Pemodelan Model nodalisasi RSG-GAS untuk RELAP5.MOD3 disajikan di Gambar 2. Model ini membutuhkan data-data termal, hidrolika dan geometri untuk pembuatan input file. Sistem jaringan pendingin RSG-GAS disusun menjadi kelompok komponen volume, junction, katup dsb. Model ini mengacu pada kaidah yang berlaku sebagai input RELAP5.MOD3 Model RSG-GAS yang digunakan ini telah divalidasi dari hasil analisis sebelumnya [3,4,5]. Temperatur keluaran hasil simulasi, diedit dari posisi komponen yang ingin ditampilkan dengan menggunakan fasilitas minor edit card. Penurunan laju alir pendingin primer (Loss Of Flow) yang disebabkan oleh putusnya catu daya pompa primer dimodelkan sebagai time dependent volume pada komponen pompa pendingin primer. Sedangkan aliran pendingin sekunder dengan flow konstan 520 kg/det. Data penurunan laju alir primer dalam analisis ini didasarkan pada aliran yang ada akibat gaya momen inersia pompa pendingin primer ketika trip[6]. Pemodelan yang telah ada yang digunakan dalam analisis ini terdiri dari komponen volume pada pipa dan kolam reaktor, struktur kalor berada di teras dan penukar kalor. Sementara itu, junctions terletak pada batas antar volume, antar sistem belokan dan perubahan luas penampang aliran. Gambar 1. Diagram sistem pendingin 256
4 Gambar 2. Nodalisasi RSG-GAS Skenario transien kehilangan aliran Analisis kehilangan aliran pendingin (LOF) merupakan salah satu kondisi transien laju alir pendingin reaktor. Di dalam analisis moda satu jalur (salah satu jalur pendingin primer dan sekunder tidak digunakan) ini, reaktor dioperasikan pada daya 15 MW dengan langkah-langkah skenario kecelakaan sebagai berikut : Pada mulanya reaktor beroperasi dengan daya konstan 15 MW (steady-state), terjadi trip pada pompa pendingin primer karena putusnya power supply. Sementara itu air pendingin sekunder masih tetap bekerja sebagaimana ditunjukkan pada Gambar 1. Laju aliran pendingin primer yang menuju ke teras akan berkurang sebagai fungsi waktu. Pada saat laju alir mencapai 85% dari harga semula, atau temperatur pendingin primer menuju ke reaktor mencapai 42 o C maka sistem proteksi reaktor memberikan sinyal yang akan memicu terjadinya reaktor scram. Selang waktu antara sinyal trip dan respon batang kendali dengan delay time 0,5 detik, sedangkan waktu yang diperlukan untuk menyisipkan batang kendali sebesar 400 milidetik. Aliran pendingin primer terus berkurang sehingga tekanan aliran di bawah teras reaktor (lower plenum) lebih besar daripada tekanan diluar lower plenum. Katup sirkulasi alamiah terbuka dan terjadi perubahan arah aliran ke atas (up-flow) pada pendinginan teras reaktor. Selama keadaan transien ini berlangsung, parameter operasi seperti laju alir, temperatur curah pendingin yang melalui teras, temperatur pelat elemen bakar maupun parameter yang lain ditunjukkan dengan memilih data opsi pada minor edit Data input Dari sistem pendingin RSG-GAS, dibutuhkan data-data termal, parameter hidrolika dan geometrik termasuk data kinetika untuk diinputkan ke dalam model RSG-GAS yang ada. Input yang diperlukan menyangkut kondisi inisiasi/awal untuk semua volume (tekanan, temperatur), junctions (laju alir), struktur kalor, kinetika reaktor, daya, control variables dan logic trips [7]. Untuk struktur kalor, sebagai data input dimasukkan temperatur inisiasi yang mendekati temperatur air. Kondisi batas ditetapkan dengan time dependent volume dan time dependent junctions, daya dan sebagainya. Data LOF adalah data persentase berkurangnya aliran oleh momen inersia pompa. Dengan menggunakan data input tersebut, selanjutnya analisis kondisi steady-state maupun transien dapat dilakukan dengan paket program RELAP5.Mod3. Pendingin primer bekerja pada moda satu jalur dengan laju 448 kg/detik. Nodalisasi RSG-GAS yang telah disiapkan, sudah representatif untuk memperoleh hasil konvergensi numerik. Disamping itu juga perlu dicatat beberapa hal yakni : 257
5 Pengabaian adanya pelepasan kalor (heat loss) di sepanjang komponen pipa, sehingga dinding pipa tidak dimodelkan sebagai struktur panas. Reaktor scram disebabkan oleh sistem proteksi reaktor. Pada analisis LOF, aliran pendingin sekunder tetap bekerja dengan laju alir 530 kg/detik. Temperatur pendingin dari menara pendingin 36 o C 3. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil analisis pada kondisi steady-state ditunjukkan pada Gambar 3. Gambar ini menunjukkan pencapaian kondisi yang mantap sebagai fungsi waktu. Sebagaimana ditunjukkan pada gambar tersebut, grafik parameter yang dipilih adalah temperatur pendingin dan daya reaktor. Parameter ini merupakan kondisi yang diacu dimana reaktor beroperasi steady-state pada moda satu jalur. Kondisi steady-state ini ditetapkan setelah diamati sampai 1800 detik. Penentuan kondisi steady-state ini untuk memperoleh angka yang dianggap realistis. Berdasarkan kondisi ini langkah selanjutnya adalah melakukan analisis transien. Kondisi steady-state hasil analisis untuk sistem pendingin moda satu jalur RSG-GAS ini adalah sebagai berikut : Daya reaktor : 15 MW. Temperatur pendingin primer ke teras reaktor: 40,2 o C Temperatur pendingin primer dari teras reaktor: 48,6 o C Temperatur pendingin sekunder ke menara pen-dingin : 39,5 o C Temperatur pendingin masuk teras pada daya 15 MW ini cukup tinggi yakni 40,2 o C akan tetapi diharapkan temperatur puncak pelat elemen bakar tidak akan melampaui temperatur jenuh pendingin pada kanal setempat. Dengan demikian kondisi yang terjadi, masih berada di bawah kriteria batas aman yang disarankan oleh LAK (Laporan Analisis Keselamatan). Gambar 4 menyajikan hasil analisis transien LOF untuk aliran pendingin primer dan aliran sirkulasi alamiah setelah katup sirkulasi alam terbuka, dalam hal ini aliran pada teras reaktor berbalik ke atas (up-flow). Akan tetapi aliran ini lambat laun berkurang seiring dengan turunnya temperatur air di kanal teras reaktor. Penyajian grafik transien berjalan mulai dari detik ke-1990 dan dimulai pemicu LOF pada detik ke 2000 yang secara bersamaan ditampilkan beberapa parameter untuk dianalisis. Di sini terdapat tiga parameter krusial yang perlu diperhatikan, di mana berkaitan dengan aspek keselamatan termohidrolika yakni, temperatur pelat sebelum/sesaat menjelang scram dan saat pembalikan arah aliran menjadi konveksi alamiah. Gambar 3. Grafik kondisi Steady-state 258
6 Gambar 4. Grafik transien LOF moda satu jalur Gambar 5. Grafik transien temperatur dan daya Pada Gambar 5 terlihat daya reaktor, temperatur pelat elemen bakar, temperatur pendingin primer dan sekunder. Tampak grafik yang perlu diuraikan di sini bahwa temperatur pelat elemen bakar bergerak naik setelah terjadi LOF yakni mencapai 106,1 o C pada detik ke 86 sejak LOF di mana angka ini masih di bawah temperatur saturasi pendingin setempat (125,57 o C), sehingga kondisi ini masih berada dalam kondisi yang aman. Kenaikan temperatur ini disebabkan oleh berkurangnya aliran pendingin primer hingga aliran berhenti sejenak, sementara itu masih ada pembangkitan kalor sisa pada teras reaktor. Namun segera setelah itu aliran balik sirkulasi alam menurunkan temperatur pelat elemen bakar dan selanjutnya lambat laun semua parameter bergerak turun. Di dalam pembahasan ini, perlu disampaikan pula bahwa meskipun temperatur pendingin masuk ke reaktor sebesar 40,2 o C namun dalam kondisi LOF tidak naik menuju temperatur 42 o C. Dalam hal ini aliran pendingin primer lebih dahulu mencapai 85% dan kemudian reaktor scram oleh jatuhnya batang kendali. Berdasarkan hasil analisis keadaan transien yang telah diuraikan di atas, maka parameter yang diinvestigasi seperti daya reaktor, aliran transien dan temperatur telah 259
7 menunjukkan kondisi yang aman untuk pengoperasian sistem pendingin moda satu jalur. 4. KESIMPULAN Hasil analisis kondisi kecelakaan kehilangan aliran untuk sistem pendingin moda satu jalur RSG-GAS pada daya reaktor 15 MW telah diperoleh. Berdasarkan hasil analisis terhadap pola karakteristik keadaan transien yang mencakup daya reaktor, aliran transien pendingin primer dan temperatur masih menunjukkan kondisi yang aman. Temperatur pelat elemen bakar masih di bawah temperatur saturasi pendingin setempat. 5. DAFTAR PUSTAKA 1. RELAP5 CODE DEVELOPMENT TEAM., RELAP5, MOD3, Code Manual, User Guide And Input Requirements, NUREG/CR-5535-V2. Idaho National Engineering Laboratory, Washington DC BATAN., Laporan Analisis Keselamatan Rsg-Ga Siwabessy, Rev.8, HUDI HASTOWO., Simulasi Transien Pendingin Sekunder Rsg-Gas Dengan Paket Relap5, Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan& Teknologi Nuklir, April SUKMANTO D., Validasi Model Steady- State Rsg-Gas Untuk Relap5.M3, Jurnal Teknologi Reaktor TDM, v.7,n.2, SUKMANTO D., Evaluasi Termal Sistem Pendingin Primer/Sekunder Rsg-Gas, Prosiding Seminar IV Tekn. & Keselamatan PLTN ENDIAH P.H., Analisis Transien Teras Kerja Silisida Rsg-Gas, Prosiding Seminar Hasil Penelitian P2TRR 2003, p ANHAR R.A., Preparasi Input Relap5. (MODUL 10), Diklat Komputer RELAP5 Code, Bapeten Oktober DISKUSI Henky PTNBR BATAN : Tadi dikatakan bahwa rugi kalor dipipa diabaikan karena beda temperatur antara pipa dan lingkungan besar. Apa tidak terbalik bila beda temperatur besar rugi kalor ke lingkungan tidak boleh diabaikan? Sukmanto : Memang; tetapi dibanding kalor yang ditransfer dari primer ke sekunder maka heatloss relatif kecil. Hadid PTNBR BATAN : Saran : 1. Korelasi-korelasi two phrase pressure drop dalam Relap5 tidak konservatif untuk analisis voids/boiling pada kondisi atmospheric. Kita bisa buat riset untuk hal ini. 2. Untuk memodelkan Delay Chamber coba bandingkan P Relap dengan pengukuran P Delay Chamber di RSG-GAS. Dicek sama atau tidak. Ubah parameter input Kf dan Kb (Flow Resistance) supaya sama. 3. Cek kondisi boiling di teras menggunakan Boundary Card saja. Sukmanto : Terima kasih Reinaldy - PTNBR BATAN : Paket RELAP5.MOD.3 adalah dibuat untuk melakukan analisis terhadap reaktor-reaktor daya dengan sistem pendingin konveksi paksa. Tetapi dalam kajian ini, dilakukan analisis untuk proses pendinginan konveksi alamiah. Kira-kira dimana/bagaimana paket program RELAP5.MOD.3 mampu membaca bahwa hitungan yang ditinjau adalah proses konveksi alamiah? Sukmanto : Untuk melakukan analisis yang bukan reaktor daya maka diatur kondisi atmospheric dengan memberi Time Dependent Volume sebesar 1 ATM pada atas kolam reaktor. RELAP melakukan analisis Transien Thermal Hydrolic Force Convection dan Natural Convection. 260
ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA
Lebih 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 terperinciSIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS. Sukmanto Dibyo *
Simulasi Pemodelan Termohidrolika Sistem Pendingin Kolam RSG-GAS (Sukmanto Dibyo) SIMULASI PEMODELAN TERMOHIDROLIKA SISTEM PENDINGIN KOLAM RSG-GAS Sukmanto Dibyo * ABSTRAK SIMULASI DAN PEMODELAN TERMOHIDROLIKA
Lebih terperinciAPLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi, Sukmanto Dibyo *)
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR-TRI DASA MEGA, Vol. 8, No. 3, Oktober, 2006 : Hal 114-125 ABSTRAK APLIKASI PROGRAM RELAP5/MOD3.2 UNTUK SIMULASI BEAM TUBE RUPTURE RSG-GAS Andi Sofrany Ekariansyah, Susyadi,
Lebih 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 terperinciANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. A. R. Antariksawan *)
ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP. (A.R. Antariksawan) ANALISIS POMPA PENDINGIN REAKTOR TRIP PADA REAKTOR TRIGA-2000 MENGGUNAKAN RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 ABSTRAK A. R. Antariksawan *) ANALISIS POMPA PENDINGIN
Lebih 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 terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR PADA KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP UTAMA Oleh Andi Sofrany Ekariansyah Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR TIPE PWR
Lebih 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2. Ign. Djoko Irianto*
ANALISIS KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR TIPE PIUS MENGGUNAKAN RELAP5/MOD2 Ign. Djoko Irianto* ABSTRACT ID990000033 LOSS OF SECONDARY COOLANT ACCIDENT ANALYSIS FOR PIUS TYPE REACTOR USING
Lebih 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 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 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 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 terperinciANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 170-177 ISSN 1411 240X ANALISIS PEMISAHAN UAP KERING PADA SEPARATOR PEMBANGKIT UAP AP1000 Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir
Lebih terperinciFakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor Jl. KH. Soleh Iskandar KM.2 Bogor 16162
PENGARUH DEBIT ALIRAN AIR SISI PRIMER UNTAI UJI BETA TERHADAP EFEKTIVITAS ALAT PENUKAR KALOR Suhendra 1,2, Mulya Juarsa,3, M. Hadi Kusuma 3 Hendro Tjahjono 3, Yogi Sirodz Gaos 2, G. Bambang Heru 3 1 Mahasiswa
Lebih 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 terperinciREACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
Lebih 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 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 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 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 terperinciBADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI AKSELERATOR DAN PROSES BAHAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 Ykbb, Yogyakarta 55281, Tel (62)(0274) 488435 Ringkasan Laporan Pelaksanaan Kegiatan Tahap Pertama
Lebih terperinciANALISIS 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Gambar 1.1. Potensi dan kapasitas terpasang PLTP di Indonesia [1]
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Dewasa ini kelangkaan sumber energi fosil telah menjadi isu utama. Kebutuhan energi tersebut setiap hari terus meningkat. Maka dari itu, energi yang tersedia di bumi
Lebih terperinciKARAKTERISTIK TEMPERATUR PENUKAR PANAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK BERBAGAI VARIASI JUMLAH PELAT
KARAKTERISTIK TEMPERATUR PENUKAR PANAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK BERBAGAI VARIASI JUMLAH PELAT Reinaldy Nazar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jalan Tamansari No. 71, Bandung,
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 terperinciEfek Kebocoran Beamtube dan Pipa Primer Penukar Panas Pada Suatu Model Reaktor Riset 1 MW Berbahan Bakar Tipe Silinder (Reinaldy Nazar)
EFEK KEBOCORAN BEAMTUBE DAN PIPA PRIMER PENUKAR PANAS PADA SUATU MODEL REAKTOR RISET 1 MW BERBAHAN BAKAR TIPE SILINDER THE LEAKAGE EFFECT OF BEAMTUBE AND PRIMARY PIPE OF HEAT EXCHANGER ON A 1 MW RESEARCH
Lebih 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 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 terperinciANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI
Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan
Lebih terperinciANALISIS WARM WATER LAYER SEBAGAI SISTEM PROTEKSI PADA REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY DENGAN MENGGUNAKAN KOMPUTASI DINAMIKA FLUIDA
ANALISIS WARM WATER LAYER SEBAGAI SISTEM PROTEKSI PADA REAKTOR SERBA GUNA G. A. SIWABESSY DENGAN MENGGUNAKAN KOMPUTASI DINAMIKA FLUIDA Tiar Fridianto 1, Tri Agung Rohmat 1, M. Dhandhang Purwadi 2 1 Jurusan
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 terperinciPERHITUNGAN KESEIMBANGAN CATU DAYA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS
PERHITUNGAN KESEIMBANGAN CATU DAYA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS YAN BONY MARSAHALA PRSG - BATAN KAWASAN PUSPIPTEK- SERPONG, TANGERANG 15310 Abstrak PERHITUNGAN KESEIMBANGAN CATU DAYA SISTEM PENDINGIN
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 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 terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 1, Khairul Handono 1, Sapta Teguh P 1 1 PRPN-BATAN, Komplek Puspiptek Gd.71 Serpong, Tangerang 15310 ABSTRAK RANCANG
Lebih terperinciPENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi
Sigma Epsilon, ISSN 3-913 PENGARU POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) BATAN ABSTRAK PENGARU POSISI
Lebih 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 terperinciANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Energi listrik merupakan salah satu kebutuhan pokok yang sangat penting dalam kehidupan manusia saat ini, hampir semua aktifitas manusia berhubungan dengan energi listrik.
Lebih terperinciABSTRAK ABSTRACT KATA PENGANTAR
DAFTAR ISI Halaman LEMBAR PENGESAHAN... i LEMBAR PERSETUJUAN.... ii ABSTRAK... iii ABSTRACT... iv KATA PENGANTAR... v DAFTAR ISI... vi DAFTAR GAMBAR... viii DAFTAR TABEL... ix DAFTAR RUMUS... x BAB I PENDAHULUAN...
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 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 terperinciKAJIAN MODA OPERASI TWO OF THREE PADA ARUS BEBAN SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS
KAJIAN MODA OPERASI TWO OF THREE PADA ARUS BEBAN SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS YAN BONY MARSAHALA Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong Tangerang 15310 Banten Telp. 021-7560908 Abstrak
Lebih terperinciRANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR
RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR Demon Handoyo 1, Agus Cahyono 2, Khairul Handono 3 dan Sapta Teguh P 4 1, 2, 3, 4 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung
Lebih terperinciPENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI
PENGAMATAN PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN SELAMA PROSES PENDINGINAN PADA BATANG PEMANAS BERTEMPERATUR TINGGI Mulya Juarsa 1, Puradwi I.W 1., Ari Satmoko 1, Efrizon Umar 2 1 Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciANALISA TEKANAN ALIRAN PADA SISI HISAP POMPA PRIMER RSG-GAS
SEMINAR NASIONAL ANALISA TEKANAN ALIRAN PADA SISI HISAP POMPA PRIMER RSG-GAS Syafrul 1), SukmantoDibyo 2) 1) PRSG-BATAN, 2) PTRKN Batan kawasan Puspiptek Serpong Alamatemail : syafrul1958@yahoo.co.id ABSTRAK
Lebih terperinciANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi, G. Bambang Heru, Kiswanta Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS VISUAL PENDINGINAN
Lebih terperinciSIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR
SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR T 621.483 PUD SIMULASI KECELAKAAN KEHILANGAN PENDINGIN DI KAKI PANAS REAKTOR PADA UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA
Lebih 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 terperinciDISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL
DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium
Lebih terperinciPERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN
PERPINDAHAN PANAS PIPA KALOR SUDUT KEMIRINGAN 0 o, 30 o, 45 o, 60 o, 90 o I Wayan Sugita Jurusan Teknik Mesin, Fakultas Teknik, Universitas Negeri Jakarta e-mail : wayan_su@yahoo.com ABSTRAK Pipa kalor
Lebih 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Tabel 1.1 Besaran dan peningkatan rata-rata konsumsi bahan bakar dunia (IEA, 2014)
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Di era modern, teknologi mengalami perkembangan yang sangat pesat. Hal ini akan mempengaruhi pada jumlah konsumsi bahan bakar. Permintaan konsumsi bahan bakar ini akan
Lebih terperinciAnalisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat
Jurnal Ilmiah Teknik Mesin Analisis Karakteristik Rewetting Dalam Celah Sempit Vertikal Untuk Kasus Bilateral Heating Berdasarkan Perubahan Temperatur Awal Plat IGN. Bagus Catrawedarma (1)(2), Indarto
Lebih 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 terperinciPERHITUNGAN KEBUTUHAN COOLING TOWER PADA RANCANG BANGUN UNTAI UJI SISTEM KENDALI REAKTOR RISET
PERHITUNGAN KEBUTUHAN COOLING TOWER PADA RANCANG BANGUN UNTAI UJI SISTEM KENDALI REAKTOR RISET ABSTRAK Muhammad Awwaluddin, Puji Santosa, Suwardiyono Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN PERHITUNGAN KEBUTUHAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. untuk meningkatkan efisiensi boiler. Rotary Air Preheater, lazim digunakan untuk
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Pembangkit listrik tenaga batu bara membutuhkan pemanasan awal untuk udara pembakaran pada boiler sekarang ini menjadi suatu keharusan sebagai usaha untuk meningkatkan
Lebih terperinciLAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN
LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan
Lebih terperinciBab IV Data Percobaan dan Analisis Data
Bab IV Data Percobaan dan Analisis Data 4.1 Data Percobaan Parameter yang selalu tetap pada tiap percobaan dilakukan adalah: P O = 1 atm Panci tertutup penuh Bukaan gas terbuka penuh Massa air pada panci
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 terperinciPEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY
PEMELIHARAAN SISTEM PENDINGIN PRIMER JE 01 DI REAKTOR GA. SIWABESSY SANTOSA PUJIARTA, BAMBANG CONY IRAWAN Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310, Banten Telp. 021.7560908, Faks.
Lebih terperinciBAB III DINAMIKA PROSES
BAB III DINAMIKA PROSES Tujuan Pembelajaran Umum: Setelah membaca bab ini diharapkan mahasiswa dapat memahami Dinamika Proses dalam Sistem Kendali. Tujuan Pembelajaran Khusus: Setelah mengikuti kuiah ini
Lebih terperinciBAB I. PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Aliran dua fasa berlawanan arah, banyak dijumpai pada aplikasi reaktor nuklir, jaringan pipa, minyak dan gas. Aliran dua fasa ini juga memiliki karakteristik yang
Lebih terperinciRANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS
SEMINAR NASIONAL V YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 2009 RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS HARI SUDIRJO Pusat Reaktor Serba Guna BATAN Abstrak RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI
Lebih terperinciKiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S
KEHANDALAN SISTEM HIDRAN GEDUNG RSG-GAS DENGAN CARA PENAMBAHAN CATU DAYA LISTRIK DARI DISEL BRV 30 Kiswanto, Teguh Sulistyo, Muhammad Taufiq, Yuyut S Sub Bidang Sistem Elektrik Bidang Sistem Reaktor Pusat
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 terperinciANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF
Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power
Lebih terperinciCONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI. Kejadian Awal Terpostulasi. No. Kelompok Kejadian Kejadian Awal
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR NONDAYA - 2 - CONTOH KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI Kejadian Awal Terpostulasi No. Kelompok
Lebih 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 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 terperinciAnalisis Eksperimental Fluks Kalor pada Celah Sempit Anulus Berdasarkan Variasi Suhu Air Pendingin Menggunakan Bagian Uji HeaTiNG-01
24 Jurnal Rekayasa Proses, Vol. 5, No. 1, 2011 Analisis Eksperimental Fluks Kalor pada Celah Sempit Anulus Berdasarkan Variasi Suhu Air Pendingin Menggunakan Bagian Uji HeaTiNG-01 Bambang Riyono 1, *,
Lebih terperinciKAJIAN PENGHEMATAN ENERGI LISTRIK DENGAN PEMASANGAN INVERTER PADA MOTOR FAN MENARA PENDINGIN RSG - GAS
KAJIAN PENGHEMATAN ENERGI LISTRIK DENGAN PEMASANGAN INVERTER PADA MOTOR FAN MENARA PENDINGIN RSG - GAS Koes Indrakoesoema, Kiswanto, Muhammad Taufiq Pusat Reaktor Serba Guna BATAN Kawasan Puspiptek, Ged.
Lebih terperinciCONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 9 TAHUN 2013 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI REAKTOR NONDAYA CONTOH BATASAN DAN
Lebih 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 terperinciKARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS
KARAKTERISTIKA PERPINDAHAN PANAS TABUNG COOLER PADA FASILITAS SIMULASI SISTEM PASIF MENGGUNAKAN ANSYS Erlanda Kurnia 1, Giarno 2, G.B. Heru K 2, Joko Prasetio 2, Mulya Juarsa 2 1 Jurusan Teknik Mesin Fakultas
Lebih 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 terperinciEKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF
EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI ALAMIAH PADA SIMULASI SISTEM KESELAMATAN PASIF Ainur Rosyidi, Sagino Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN ABSTRAK EKSPERIMEN AWAL ALIRAN SIRKULASI
Lebih terperinciFORMAT DAN ISI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA. I. Kerangka Format Laporan Analisis Keselamatan Reaktor Nondaya
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2012 TENTANG PENYUSUNAN LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR NONDAYA
Lebih terperinciSTUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN. Amirruddin 1, Mulya Juarsa 2
STUDI EKSPERIMENTAL DISTRIBUSI TEMPERATUR TRANSIEN PADA SEMI SPHERE SAAT PENDINGINAN Amirruddin 1, Mulya Juarsa 2 1 Mahasiswa FMIPA Fisika UNPAD Jatinangor 2 Laboratorium Eksperimental Termohidrolika Pusat
Lebih terperinciANALISIS PENYUMBATAN PIPA-PIPA PENUKAR KALOR REAKTOR RSG-GAS
J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 9 No. 3 Oktober 2007, Hal. 132-141 ISSN 1411 240X ANALISIS PENYUMBATAN PIPA-PIPA PENUKAR KALOR REAKTOR RSG-GAS Sukmanto Dibyo 1), Safrul 2) 1) Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciBab 1. PENDAHULUAN Latar Belakang
1 Bab 1. PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Perkembangan Industri kimia di Indonesia sudah cukup maju seiring dengan globalisasi perdagangan dunia. Industri pembuatan Nylon yang merupakan salah satu industri
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 terperinciDiterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010
Vol. No. Oktober 00, Hal. - ISSN 0X Nomor : /AU/PMI/0/00 ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK REAKTOR G-GAS Iman Kuntoro ), Surian Pinem ), Tagor Malem Sembiring. Pusat Teknologi ahan Industri
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN ANALISIS
BAB IV HASIL DAN ANALISIS Gambar 4.1 Lokasi PT. Indonesia Power PLTP Kamojang Sumber: Google Map Pada gambar 4.1 merupakan lokasi PT Indonesia Power Unit Pembangkitan dan Jasa Pembangkitan Kamojang terletak
Lebih terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciMANAJEMEN OPERASI REAKTOR
MANAJEMEN OPERASI REAKTOR Keselamatan reaktor mensyaratkan pemilihan tapak, desain, konstruksi, komisioning, operasi dan dekomisioning yang memadai. Ketentuan keselamatan ini terutama ditekankan pada operasi
Lebih 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 terperinci