ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG-GAS

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG-GAS"

Transkripsi

1 152 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juli 1999 ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG-GAS Endiah Puji Hastuti Peneliti pada Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Masanori Kaminaga Peneliti pada Japan Atomic Energy Research Institute-JAERI ABSTRAK ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBATAN PARSIAL KANAL PENl)IN;GIN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG GAS. Te/ah di/akukan ana/isis kese/amatan termohidro/ika teras berbahan bakar oksida, U30S-A/ dengan densitas uranium 2.96 gu/cm3. Da/am ana/isis dianggap terjadi kece/akaan akibat kana/ pendingin yang tertutup. Ana/isis yang soma di/akukan pada disain teras berbahan bakar si/isida, U3Si2-A/ dengan densitas 3.55 gu/cm3. Ana/isis di/akukan pada kana/ terpanas dengan prosentase penyumbatan 0%, 10%, 20%, 50% don 70% menggunakan program COOLOD-N. Ana/isis di/akukan dengan asumsi kondisi terburuk don diasumsi penyumbatan terjadi ketika reaktor sedang dioperasikan pada tingkat daya /ebih. Data teknis sebagai fungsi /uas kana/ yang tersumbat dipero/eh dari hasi/ eksperimen yang di/akukan untuk geometri e/emen bakar RSG-GAS menggunakan fasi/itas untai uji hidro/ika JRR-3. Sebagai pembanding digunakan hasi/ ana/isis kondisi tunak tanpa penyumbatan kana.! pendingin. Ditinjau dari bolas kese/amatan terhadap instabi/itas a/iran, S reaktor tak dapat dioperasikan apabi/a prosentase /uas penyumbatan e/emen bakar /ebih dari 30%. Kondisi kece/akaan bergantung pada /uas kana/ yang tersumbat dantingkat daya operasi reaktor pada soot kece/akaan terjadi. ABSTRACT PARTIAL COOLANT CHANNEL BLOCKAGE ACCIDENT ANALYSIS ON RSG-GAS OXIDE CORE AND RSG-GAS SILICIDE CORE DESIGN The steady state analysis of thermal hydraulics accident of the RSG-GAS using U3 S-AI and U3Si2-AI fuels with uranium density of 2.96 gu/cm3 and 3.55 gu/cm3, respectively, due to channel blockage accident, was analyzed. Analysis on the hottest channel was carried out for each are 0%, J 0%, 20%, 50% and 70% of blockage, by using COOLOD-N code. The accident was analysed in the worst case condition and assumed to happen while the reactor was operated in over power level. The percentages of channel blockage data were obtained from the experiment for RSG-GAS fuel element on JRR-3 hydraulic rig. As a basic comparation, the steady state thermal hydraulic of the RSG-GAS with U3 S-AI and U3Si2-AI were analyzed. The analysis results, in the view poirit ofdnbr and margins of the flow instability, and concerning to the minimum flow rate, showing no enough margins to operate the RSG-GAS due to channel blockage accident condition, more than 30% of blockage. The accident becomes more severe if the lower percentage blockage and initial power level was reduced to the opposite condition. PENDAHULUAN TZ"riteria keselamatan termohidrolika RSG-GAS.I'-.rnensyaratkan bahwa di dalam teras tidak diijinkan terjadinya pendidihan inti, baik di suatu noktah panas (hot spot) maupun di posisi lain. Kriteria tersebut juga mengharuskan adanya jaminan keselamatan yang mencukupi terhadap instabilitas aliran dad rasio lewat bakar (burn out ratio), baik pada operasi normal maupun pada kondisi kecelakaan. Salah satu aspek keselamatan yang ditinjau di sini adalah jaminan keselamatan termohidrolika terhadap kecelakaan, yang diakibatkan oleh pe- nyumbatan aliran pendingin di sisi masukan kanal elemen bakar. Kecelakaan seperti ini dapat terjadi pada reaktor tipe kolarn seperti RSG-GAS. Kecelakaan terjadi apabila ada suatu obyek yang jatuh dad menutupi sebagian luasan kanal pendingin. Untuk menganalisis model kecelakaan seperti ini Endiah dad Karninaga [1] telah melakukan eksperimen pada untai hidrol=ka JRR-3. EksperimeD dilakukan dengan menggunakiid elemen bakar dummy tipe pelat dad kondisi operasi yang dibuat sarna dengan operasi teras RSG-GAS. Dari basil eksperimen ini diperoleh korelasi antara luas kanal yang tertutup dad koefisien gesek pada sisi masukan kanal pendingin elemen bakar. Hasil

2 Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15Juli 1999 Buku I 153 eksperimen tersebut selanjutnya digunakan dalarn perhitungan analisis keselarnatan termohidrolika teras RSG-GAS. Arbie dalam disertasinya[z] berhasil membuktikanbahwa teras reaktor berbahan bakar U3Siz- Al mempunyai beberapa keunggulan dibanding elemen bakar U3Os-AI. Hal ini ditunjukan pada densitas U3Siz yang lebih besar dari densitas U3Os. Pada konsentrasi uranium/cm3 bahan bakar (meat) yang sarna, elemen bakar U3Siz akan membentuk ikatan matrik Al yang lebih kuat dibanding elemen bakar U3Os. Dari segi keselarnatan operasi, hal ini sangat menguntungkan karena produk fisi semakin sulit keluar. Keunggulan yang lain adalah konduktivitas U3Siz lebih besar dari konduktivitas U3Os. Aspek ini sangat terkait dengan termohidrolika teras. Pada disain tersebut dimensi pelat elemen bakar silisida clan elemen kendali dibuat sarna dengan tipe pelat elemen bakar RSG-GAS. Sistemsistem di dalarn reaktor tidak mengalarni perubahan dengan adanya rencana tersebut. Analisis keselarnatan tennohidrolika sebagai akibat tertutupnya sebagian luas kanal pendingin dilakukan pacta teras oksida dan disain teras silisida dati RSG-GAS. Teras oksida RSG-GAS yang dimaksud di sini adalah teras berbahan bakar oksida U3Os-AI sedangkan teras silisida adalah teras berbahan bakar silisida U3Si2-AI. Analisis keselarnatan pacta disain teras silisida bertujuan untuk mendukung rencana BA TAN dalarn mengkonversi teras RSG-GAS. Konversi direncanakan akan dilakukan terhadap teras RSG-GAS dati elemen bakar U3Os-AI dengan tingkat muat 2,96 gu/cm3 menjadi U3Si2-Al dengan tingkat muat 3,55 gu/cm3. Analisis dilakukan dengan menggunakan program COOLOD-N pacta kanal terpanas, dengan operasi daya lebih (114%) masing-masing dengan luas penyumbatan 0%,10%, 20%, 50% dan 70% (Garnbar 1). Hasil analisis menunjukan kondisi kecelakaan bergantung pacta luas kanal yang tersumbat dan pengoperasian daya reaktor pacta saat kecelakaan terjadi. I O%PCCB I I lo%pccb I 120%PCCB I Gambar 1. Prosentase penutupan tam pang Jintang alas kanal plat elemen bakar. ISSN Endiah PH, dkk.

3 154 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Ju/i 1999 TEORI Batasan Keselamatan Penentuan batasan keselamatan bergantung pacta berbagai faktor. Faktor penting yang diperhitungkan pacta analisis tennohidrolika adalah faktor nuklir radial dan distribusi faktor aksial serta faktor teknis seperti faktor ketidak pastian. Pengoperasian tingkat daya reaktor antara lain dibatasi oleh suhu pelat elemen bakar, kecepatan pendingin pacta kanal terpanas dan fluks panas maksimum. RSG-GAS menggunakan batasan keselamatan terhadap instabilitas aliran (S). lnstabilitas aliran menggambarkan perubahan mendadak aliran pendingin melalui kanal yang dipanasi. Perubahan ini terjadi karena adanya transisi karakteristik penurunan tekanan dari aliran rase tunggal ke aliran dua rase atau sebaliknya. Batas keselamatan terhadap instabilitas aliran merupakan fenomena yang berkaitan dengan watak pembangkitan gelembung uap pacta pennukaan bidang yang dipanaskan secara pendidihan subcoo/ed. Selama inti-inti gelembung masih menempel pacta pennukaan pelat, maka inti gelembung ini secara praktis tidak mempengaruhi penurunan tekanan di sepanjang kanal. Jika intensitas pendidihan meningkat maka inti-inti pendidihan akan bergabung menjadi lebih besar dan akhirnya menjadi suatu gelembung. Jika intensitas pendidihan meningkat lagi maka gelembung ini akan mempengaruhi kafakteristik penurunan tekanan di dalam kanal. Parameter pelepasan gelembung dikorelasikan dengan persamaan[j]: dengan 17 = parameter pelepasan gelembung. T s = suhu jenuh (saturasi) pendingin, c T c = suhu pendingin campuran (bulk), c V = kecepatan pendingin, cm/det q" = fluks panas, w/cm 2 z = jarak dari sisi masukan kanal pendingin, cm (1) Parameter tersebut mengontrol apakah gelembung masih menempel atau telah terlepas dari dinding kanal. Laju alir di dalam kanal akan stabil jika parameter tersebut pada setiap titik di sepanjang kanal pendingin melampaui harga 17c. Harga 17c diperoleh dari data statistik berdasarkan eksperimen yang dilakukan oleh nowring[3] pada kanal persegi. Harga 110 untuk kanal pendin~in elemen bakar RSG- GAS dengan kecepatan pending in 2-3,6 m/detik atau setara dengan pendinginan 800 kgidet adalah 22,lcm3 K/W det.[4 Harga instabilitas aliran' (8) merupakan perbandingan 17f1Jc. Nilai S minimum merupakan nilai terei1dah sebagai batasan terjadinya kondisi transien clan antisipasi transien. Nilai S yang lebih besar dari nilai S minimum yang diperbolehkan, menunjukan kondisi operasi yang semakin aman. Model Kecelakaan Penyumbatan Kanal Pendingin Parsial (PCCB=Partial Coolant Channel Blockage) Model kecelakaan diawali dengan jatuhnya suatu obyek ke dalam kolarn reaktor ketika reaktor sedang beroperasi pada daya maksirnum 114%. Obyek terbawa oleh aliran clan bergerak masuk ke sisi masukan teras clan selanjutnya menutupi luas aliran di sisi masukan kanal pendingin. Obyek yang menutupi kanal pendingin ini mengakibatkan pengurangan aliran pendingin di dalarn kanal yang mendinginkan pelat-pelat elemen bakar, atau bahkan menyumbat sarna sekali. Jika obyek hanya menutupi sebagian lu~ kanal pendingin, rriaka disebut kecelakaan penyumbatan kanal pendingin parsial. Kejadian seperti ini sangatmungkin terjadi pada reaktor tipe kolarn terbuka dengan model elemen bakar tipe pelat paraler41. Kecelakaan menjadi serius apabila bagian kanal pendingin yang tertutup semakin luas. Seberapa besar pengaruh luas kanal yang tertutup terhadap bares keselarnatan termohidrolika RSG-GAS akan dibahas dalarn makalah ini. TATA KERJA/PEMODELAN Perhitungan dilakukan dengan menggunakan paket program COOLOD-N. Paket program yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) ini digunakan untuk menganalisis termohidrolika teras reaktor riset tipe MTR pada kondisi tunak dengan tekanan dan suhu operasi rendah [5]. Program telah dimodiflkasi untuk menghitung batas keselamatan terhadap instabilitas aliran (8) yang digunakan oleh RSG-GAS. Program ini dapat dijalankan dengan menggunakah komputer sistem Dec-Alpha maupun komputer pribadi (PC = personal computer) jenis Pentium. Analisis dilakukan terhadap perpindahan panas di dalam kanal pendingin dail elemen bakar dengan menggunakan basil eksperimen PCCB. Pengaruh luas PCCB terhadap kemampuan perpindahan panas pendingin diamati dengan memperhatikan suhu pelat elemen bakar, suhu bahan Endiah PH, dkk. ISSN

4 Proseding Pertemuan dan Presentasi llmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juli 1999 Buku I 155 bakar, batas terjadinya awal pendidihan inti da"n batas keselamatan terhadap instabilitas aliran. Parameter-parameter tersebut dihitung dengan asumsi pembangkitan panas di dalam bahan bakar konstan sepanjang arab radial. Perhitungan perpindahan panas didasarkan pada pemecahan persamaan konduksi panas satu dimensi ke arab radial, dengan jumlah maksimum titik (nodes) ke arab aksial sebanyak 21 titik dad jumlah titik di bahan bakar ke arab radial sebanyak 5 titik. Analisis dilakukan pada kondisi terburuk (worst case condition), dengan menggunakan data laju alir minimal sebesar 800 kg/det dad laju alir minimum yan~ melalui sebuah elemen bakar adalah 46,54 m3/jam 6]. Data basil eksperimedl] disajikan dalam Tabell. Table 1 Koefisien tahanan dan rasio /uas a/iran RSG-GAS sebagaifungsipccb. % Penyumbatan Koefisien Tahanan 0% 10% 20% 50% 70% (Kentraooe) Rasio Luas Aliran (Normal: PCCB) Selain data-data PCCB yang diperoleh dari hasil eksperimen juga digunakan data masukan untuk teras oksida dan disain teras silisida seperti yang ditunjukan di dalam Tabel2. HASIL DAN PEMBAHASAN Teras Osida Untuk mengetahui karakteristik termohidrolika dan batas keselamatan kondisi tunak pacta bermacam-macam luas kanal yang tersurnbat, maka analisis dilakukan dengan variasi daya lebih.( 114%) dati daya 25MW dan 30MW. Data distribusifaktor aksial. dan laju alir pacta analisis teras oksida berdasar pacta hasil pengukuran teras ke-x. Faktor radial dan faktor tekdis (engineering factors) pacta teras setimbang (TWC = typical working core) diambil dati SAR. Panas yang dibangkitkan di dalam teras oksida, diasumsikan sebesar 92% dati daya total yang dibangkitkan di dalam kolam. reaktor17]. Dengan demikian maka analisis dilakukan pacta tingkat daya lebih 26,22MW dan 31,46MW. Hasil analisis berbagai variasi PCCB dan daya tersebut dirangkurn dalam Tabel 3. Tabel 3 menunjukan bahwa kecepatan pending in rerata di dalam kanal dan penurunan tekanan sepanjang teras, semakin kecil apabila tampang lintang kanal pendingin yang tertutup semakin luas. Hal ini disebabkan karena apabila tampang lintang kanal yang tertutup semakin luas, akan berakibat pacta semakin besarnya koefisien gesek aliran di sisi masukan kanal-kanal elemen bakar. Selain itu mudah dipahami bahwa rasio laju alir pendingin melalui kanal-kanal pendingin juga akan semakin kecil dibanding dengan aliran normal. Tabel 2. Data masukan perhitungan teras oksidadan disain teras silisida. No PARAMETER TERAS OKSillA DISAIN TERAS SILISmA Pembangkitan daya, MW Tekanan sisi masukan, kg/cm2 Suhu masukan, c Laju alir teras, kg/s Laju alir elemen bakar, m3fh Faktor-faktor puncak daya: FR FA Foool Ffilm F Hflx p= 114% x92%x 25MW P=114%x92%x 30MW p= 114%x25 MW p= 114%x30 MW ISSN Endiah PH, dkk.

5 156 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14 -J 5 Ju/i 1999 Tabel3. Hasi/ Ana/isis Termohidro/ika Pada J;ana/ Terpanas Teras obida RSG-GAS. No I PARAMETER A. DAY A LEBffi 26,22MW. Kecepatan pendingin, m/det. f.p sepanjang teras,kgicm2 Tekanan kanal keluaran,kgicm2 Suhu jenuh kanal keluaran, C Kenaikan suhu pendingin sepanjang kanal, C Suhu maks. Kelongsong, C Suhu maks. Meat Fluks panas rerata, W/cm2 Fluks panas maks., W/cm2 Batas suhu terhadap ONB,OC Batas keselamatan terhadap: (a) DNBR (b) S=l1/l1C B. DAY A LEB1lI31,46MW. Kecepatan pendingin, m/det. Ap sepanjang teras,kgicm2 Tekanan kana! keluaran,kgicm2 Suhu jenuh kana! keluaran, C Kenaikan suhu pendingin sepanjang kanal, C Suhu maks. Kelongsong, oc Suhu maks. Bahan bakar Fluks panasrerata, W/cm2 Fluks panas maks., W/cm2 Batas suhu terhadap ONB, C Batas keselamatan terhadap: (a) DNBR (b) S=l1/l1C 0% PCCB 10% PCCB 20% PCCB 50% PCCB 700;0 PCCB Il Pengaruh luas PCCB terhadap perpindahan panas di dalam kanal elemen bakar diuraikan dalam penjelasan berlkut ini. Karena kanal pendingin tertutup secara melintang maka masih terdapat aliran di dalam kanal tersebut. Tepat di bagian bawah kanal yang tertutup aliran pendingin seolah berhenti, sehingg~ terjadi mekanisme perpindahan panas konveksi bebas di bagian tersebl't. Lapisan batas antara pendingin yang diam dad aliran pendingin konveksi paksa yang berasal dari kanal yang masih terbuka akan bercampur (Gambar 2). Apabila luas kanal yang tertutup semakin luas, maka pelat elemen bakar yang didinginkan dengan mekanisme konveksi bebas menjadi semakin luas pula. Mekanisme perpindahan panas seperti ini sangat lambat dibandingkan dengan pendinginan konveksi paksa. Diketahui bahwa pembangkitan panas di dalam elemen bakar tetap sedangkan laju pendingin menurun akibat penyumbatan. Fenomena ini menyebabkan suhu di pennukaan kelongsong meningkat dad akhimya suhu pendingin akan melewati suhu jenuh pelat. Akibatnya batas suhu terhadap awal pendidihan inti (AToNB) semakin dekat bahkan melampauinya dad akhimya mulai terjadi pendidihan inti. Jika luas kanal yang tertutup semakin luas maka bukan saja terjadi pendidihan inti, bahkan gelembung akan pecah karena tercapainya suhu akhir pendidihan inti. Hal ini akan Endiah PH, dkk ISSN

6 1Jtt Proseding Pertemuan don Presentasi llmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta Juli 1999 Buku I 157 menyebabkan terjadinya aliran dua rase. Pecahnya gelembung yang disusul dengan terbentuknya gelembung barn akan menyebabkan instabilitas aliran di dalam kanal pendingin. Terbentuknya gelembung gelembung ini akan memberikan reaktivitas negatif pada teras, sistem kendali akan mengkompensasi dengan menaikan daya hingga mencapai batas daya lebih sesuai dengan setting pointnya. Sehingga batas keselamatan minimum terhadap DNBR dan S akan terlampaui. Pada kecelakaan seperti ini reaktor akan trip/ terpancung karena fluks panas lokal, yang ditandai oleh sinyal yang berasal dari detektor kesetimbangan fluks netron (unbalance load). Dari kedua gambar tersebut terlihat bahwa kecelakaan PCCB ketika reaktor sedang dioperasikan pada tingkat daya lebih 31,46MW dan 26,22MW masing-masing mempunyai toleransi luas kanal yang tertutup maksirnum 30% dan 50%. ~ alil'lnpwa I ~ ~ t+ "' Konvekli bebaa ~",~,... ;r \ ~,,+. ' I ~~t+ '+I I :1t '+It;-- 'I ~~ \ \ -~~-~ f ~~ I ~ \ It t I \ 'V \.' t t I Gambar 3. Hasi/ perhitungan PCCB teras oksida daya /ebih (26,22 MW): Gambar 2. Profit a!iran pada kana! yang menga!ami PCCB. Hubungan antara luas kanal yang tertutup (PCCB) clan suhu jenuh, suhu kelongsong maksimum, DNBR dan Spada daya lebih 26,22MW dan 31,46MW masing-masing ditunjukkan oleh Gamba,r 3 dan Gambar 4. Apabila kecelakaan akibat PCCB terjadi ketika reaktor sedang dioperasikan pada tingkat daya lebih 26,22 MW, maka batas keselamatan Smin pada daya lebih adalah sebesar 2,67.[4] Dari Gambar 3 terlihat bahwa barns keselamatan akan terlampaui apabila 1uas kanal yang tertutup lebih besar dati 50%. Pada prosentase PCCB sebesar 50%, Smin pada daya lebih adalah 2,94, clan suhu maksimum kelongsong 143,92 C, dengan kecepatan pendingin sebesar 2,93 m/det. Pada Gambar 4, dengan daya lebih 31,46MW batas keselamatan terhadap instabilitas aliran, S mencapai harga minimum apabila luas kanal yang tertutup mencapai 30%. ISSN Gambar 4. Hasu perhitungan PCCB teras oksida daya lebih (31.46MW). Disain Teras Slisida RSG-GAS Pembangkitan panas pada teras silisida diasumsi sebesar 100%. Asumsi ini lebih konservatif dibandingkan dengan asumsi untuk teras oksida. Analisis kecelakaan PCCB dilakukan pada pengoperasian reaktor dengan tingkat daya lebih 28,5MW dan 34,2MW. Faktor puncak daya radial dan distribusi faktor aksial pada perhitungan kanal terpanas diperoleh dati basil perhitungan neutronik disain teras silisida, menggunakan' program BATAN-3Diff.l8] Sedangkan faktor-faktor teknis diambil dati SAR untuk terasoksida. Data-data lain yang diperlukan sehubungan dengan sifat dan jenis elemen bakar yang digunakan seperti konduktivitas Endiah PH, dkk.

7 158 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta Juti 1999 panas, panas jenis dan porositas disesuaikan dengan densitas uranium yang digunakan. Laju pendingin minimum dianggap sarna dengan yang digunakan untuk teras oks ida, karena tidak ada perubahan yang dilakukan pada pengoperasian sistem pendingin primer maupun sistem-sistem lainnya. Hasil analisis disain teras silisida sesuai dengan variasi luas kanal yang tertutup, serta daya seperti yang telah ditentukan di atas, dirangkum dalam Tabe.l4. Tabel tersebutmemuat basil analisis keselarnatan pada prosentase PCCB 0%, 10%, 2.0%, 50% dan 70%. Dari tabel tersebut terlihat bahwa karakteristik terrnollidrolika seperti kecepatan pendingin di dalarn kanal,' penurun~ tekanan sepanjang kanal pendingin dan batas keselarnatan mempunyai kecenderungan yang sarna seperti karakteristik teras oksida. Hubungan antara suhu dan batas keselarnatan terhadap prosentase PCCB untuk daya lebih 28,5MW dan 34,2MW masingmasing digarnbarkan pada Garnbar 5 clan Garnbar 6. Tabel4. Hasil Analisis Termohidrolika Pada Kanal Terpanas Disain Teras silisida RSG-GAS. No PARAMETER 0% PCCB 10% PCCB 20% PCCB 50% PCCB 70% PCCB A. DAY A LEBill 28,SMW. I 23.4, , 11. Kecepatan pendingin, m/det. ~p sepanjang teras,kgicm2 Tekanan kanal keluaran,kgicm2 Suhujenuh kana! keluaran, C Kenaikan suhu pendingin sepan jang kanal, C Suhu maks. Kelongsong, C Suhu maks. Bahan bakar Fluks panas rerata, W/cm2 Fluks panas maks., W/cm2 Batas suhu terhadap O~,oC Batas keselamatan terhadap: (a) DNBR (b)s=ll/llc ; : l B. DAY A LEBffi 34,2MW. Kecepatan pendingin, m/det. Lip sepanjafig teras,kgicm2 Tekanan kana! keluaran,kgicm2 Suhujenuh kanal keluaran, C Kenaikan suhu pendingin sepanjang kanal, C ; Suhu maks. Kelongsong, C Suhu maks. Bahan bakar Fluks panas rerata, W/cm , Fluks panas maks., W/cm2 Batas suhu terhadap ONB,OC Batas keselamatan terhadap: (a) DNBR (b)s=ll/llc G Endiah PH, dkk. ISSN

8 Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BATAN. Yogyakarta Ju/i 1999 Buku I 159 yang sarna (pada teras oksida dan teras silisida) menunjukan nilai yang tidakjauh berbeda. Hat ini menunjukkan bahwa perpindahan panas pacta elemen bakar silisida.lebih baik daripada oksida. KESIMPULAN Gambar 5. Hasil perhitungan PCCB disain teras silisida daya lebfh {28, 5 MW}. Gambar 6. Hasil perhitungan PCCB disain teras silisida daya lebih (34,2 MW). Dari garnbar tersebut terlihat bahwa suhu kelongsong maksimum sebagai fungsi luas kanal yang tertutup lebih panas dibandingkan dengan teras oksida. Batas keselarnatan terhadap S clan DNBR semakin kecil apabila kanal yang tertutup semakin luas clan harga batas ini apabila dibandingkan dengan teras oksida, juga lebih kecil. Hal ini disebabkan karena pembangkitan daya pada teras silisida diasumsi dibangkitkan seluruhnya (100%) oleh elemen bakar. Batas keselarnatan mencapai harga minimum yang diijinkan sebesar 2,88 apabila kanal tertutup seluas 50% ketika reaktor dioperasikan pada daya 28,5MW. Apabilaketika kecelakaan terjadi reaktor sedang dioperasikan pada daya lebih 34,2M, nilai batas keselarnatan mencapai harga minimum ketika kanal tertutup seluas :t 27%. Konduktivitas panas silisida yang lebih besar daripada elemen bakar oksida tidak dibandingkan di sini, karena pembangkitan daya yang tidak sarna. Meskipun demikian apabila diarnati dengan lebih teliti maka terlihat bahwa batas keselarnatan minimum pada tingkat daya clan prosentase PCCB ISSN Kesimpulan dari basil analisis keselamatan tennohidrolika terhadap model kecelakaan akibat jatuhnya suatu obyek, yang menutupi sebagian luas kanal pendingin elemen bakar pada teras oksida dan disain teras silisida RSG-GAS adalab: I. Pada teras oksida, batas keselnmatan.terhadap instabilitas aliran mencapai nilai minimum yang diijinkan, apabila terjadi prosentase penyumbatan kanal pendingin yang mencapai 50% dan 30% arab melintang. Nilai batas tersebut masing masing pada pengoperasian tingkat daya lebih sebesar 26,22 MW dan 31,46 MW. 2. Pada disain.teras silisida batas keselamatan terhadap nilai S mencapai minimum, apabila penyumbatan mencapai 50% dan :t 27% ketika pengoperasian tingkat daya reaktor mas!ngmasing mencapai 28,5 MW dan 34,2 MW. 3. Meskipunanalisis'kecelaka.an akibat penyumbatan kanal pendingin telab dilakukan, tetapi perlu diingatkan agar prosedur pemeriksaan/inspeksi terhadap teras sebelum operasi mutlak diperlukan. Selain itu pengawasan ketat terhadap pengunjung di atas anjungan, ketika reaktor.sedang dioperasikan agar selalu dilakukan. UCAPAN TERIMA KASIH Eksperirnen dad analisis irii dikerjakan dalarn pro~arn kerjasarna antara BATAN-JAERI, untuk itu penulis mengucapkan terirna kasih kepada DR. Hudi Hastowo selaku Kapus PRSG dad Mr. Kaieda selaku Director of Department of Research Reactor, Tokai Research Establishment serta Mr. Ichikawa selaku General Manager of department of Research,Reactor Operation, yangtelah memberi kesempatan kepada penulis untuk menyelesaikan topik irii. DAFTAR PUSTAKA 1. ENDIAH pun HASTUTI, MASANORI KAMI- NAGA, "Channel Blockage Experiment and Analysis by using JRR-3 Experiment Facility with Dummy Fuel Element", JAERI, April BAKRI ARBIE, "Oxide To Silicide Fuel Conversion Study For Multipurpose Reactor G.A. Endiah PH, dkk.

9 160 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi /lmiah PPNY-BATAN; Yogyakarta /4 -/5 Juli /999 Siwabessy", Disertasi Doktor, Gadjah Mada, Yogyakarta, Universitas 3. R.H. WHITTLE AND FORGAN, "A Correlation for the Minima in The Pressure Drop Versus Flow Rate Curves for Sub-Cooled Water Flowing in Narrow Heated Channels", Nucl. Eng.Design, 6, 89-99, ANONYM, "Safety Analysis Report of the Indonesian Multipurpose Reactor GA- Siwabessy", Rev.7, BAT AN, Sept MASANORI KAMINAGA, "Coolod-N: A Computer Code for the Analysis of Steady-State Thennal Hydraulics in Plate-Type Research Reactors", JAERI-M , February M. DARWIS ISNAINI dkk, "Pengukuran Distribusi Laju Alir Teras X RSG-GA Siwabessy", Ident No. RSG/EFT/94/03mO.02/L., Juni NABBI R., ARBIE B., ENDIAH PH., KURNIA PUTRANTA, KUEHNE W., "Steady State Thermal hydraulics of the Indonesian Research Multipurpose Reactor GAS", Proceeding The Second Symposium on Research Reactors, Vol. 1, Jakarta, May LIEM PENG HONG, BAKRI ARBIE, T.M. SEMBIRING, PRA YOTO, "Fuel Management Strategy for the New Eq~ilibrium Silicide Core Design of RSG-GAS (MPR-30)", Nuclear, Eng and Design, No. 180 pg , Endiah PH -RSG menggunakan batas keselamatan terhadap nilai instabilitas aliran (8) yang merupakan perbandingan dari parameter pelepasan gelembung di suatu titik dengan nilai kritisnya. Untuk operasi daya normal nilai 8 = 2,67, untuk operasi daya lebih & ATW8 8 = 1,48. -Analisis dilakukan pada 2 jenis daya pada 2 jenis BB teras RSG yaitu oksida & silisida. Dengan daya maskimum. dan dqya yang biasanya dioperasikan di RSG yang sebesar 25 MW. Lily Suparlina -Apa yang dimaksud dengan penyumbatan 10 %,.20 % dst sampai 70 %. Apakah prosentase tersebut untuk 1 plat elemen bakar, satu bundel atau satu teras? Dan bagaimanabentuk penyumbatannya, apakah dibagian atas saja, atau diseluruh (disepanjang)kanal? Endiah PH -Variasi penyumbatan 10 % dst merupakan total luas sebuah elemen bakar arah melintang. Penyumbatan. hanya terjadi pada sisi masukan kanal-kanal elemen bakar. Bambang Herutomo -Bagaimana model tr~sfer panas ke pendingin diantara dua plat BB yang tersumbat? TANYAJAWAB Y. Sardjono -Sebemlnya, harga MCPR (Minimum Critical Power Ratio) untuk bahan bakar oksida maupun silisidayang diijinkanim berapa? Baik im harga disain, operasi clan kecelakaan. -Perhitungan dilakukan macam-macam daya, setau saya analisis kecelakaan dilakukan pada daya maksimum! Mohon komentar. Endiah PH -Kanal yang tersumbat diantara 2 pelat tidak seluruhnya tersumbat masih ado celah yang.dopat dialiri pendingin. Model perhitungan dianggap forced convection, meskipun di bawah kanal yang tersumbat terjadi mekanisme PP secara koncekri alam (natura convection), karena PP secara konvekri pakra lebih dominan. Endiah PH. dkk. ISSN

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS

ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS Prosiding Presentasi "miah Daur Bahan Bakar Nuklir V P2TBDU & P2BGN -BA TAN Jakarta, 22 Februari 2 ISSN 141-1998 ANALISIS PENGUJIAN ELEMEN BAKAR DUMMY UJI SILISIDA: ASPEK KESELAMA T AN RSG-GAS ABSTRAK

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,

Lebih terperinci

PENENTUAN 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 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 terperinci

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir

ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL. Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir ANALISIS FAKTOR PUNCAK DAYA TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8 gu/cc DENGAN KAWAT KADMIUM Jati Susilo, Endiah Pudjihastuti Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir Diterima editor 02 September

Lebih terperinci

ADANY A DENGAN. ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi ABSTRAK ABSTRACT

ADANY A DENGAN. ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi ABSTRAK ABSTRACT Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juli 1999 Buku I 37 ANALISIS KESELAMA T AN TERAS PEMASUKAN TARGET lradiasi Amil Mardha, Lily Suparlina, Endiah PH, Tukiran S. Penelili

Lebih terperinci

ANALISIS 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 *) 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 terperinci

EV ALUASI TERMOHIDROLIKA KONDISI TUNAK TERAS RSG-GAS P ADA OPERASI DAY A 15 MWt DENGAN 1 POM- P A PENDINGIN PRIMER

EV ALUASI TERMOHIDROLIKA KONDISI TUNAK TERAS RSG-GAS P ADA OPERASI DAY A 15 MWt DENGAN 1 POM- P A PENDINGIN PRIMER Proseding Pertemuan don Presentasi /lmiah PPNY-BATAN Yogyakarta /4- /5 Juli /999 Buku I 201 EV ALUASI TERMOHIDROLIKA KONDISI TUNAK TERAS RSG-GAS P ADA OPERASI DAY A 15 MWt DENGAN 1 POM- P A PENDINGIN PRIMER

Lebih terperinci

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE

PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH

Lebih terperinci

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS

ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS 176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL

KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL KARAKTERISTIK TERMOHIDROLIK REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK KONDISI 110 PERSEN DAYA NORMAL Rosalina Fiantini dan Efrizon Umar Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132

Lebih terperinci

ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR

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

Lebih terperinci

VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP. Muh. Darwis Isnaini *

VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP. Muh. Darwis Isnaini * Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(317-331) VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI PC DENGAN VERSI AXP Muh. Darwis Isnaini * ABSTRAK VERIFIKASI PROGRAM COOLOD-N VERSI

Lebih terperinci

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

PENGARUH 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 terperinci

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida

Analisis Neutronik Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida Kontribusi Fisika Indonesia Vol. No., Juli 00 Analisis Neutronik Teras G-Gas Berbahan Bakar Silisida Tukiran S dan Tagor MS BPTR-PTRR Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang e-mail : tukiran@batan.go.id

Lebih terperinci

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA. Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAKAR BAKAR SILISIDA Purwadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN ABSTRAK KARAKTERISTIKA TERAS RSG-GAS DENGAN BAHAN BAKAR SILISIDA. RSG-GAS sudah beroperasi 30 tahun sejak

Lebih terperinci

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al DAN U-6Zr/Al DI RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON DAN CFD-3D

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al DAN U-6Zr/Al DI RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON DAN CFD-3D Analisis Termohidrolika Elemen akar Uji U-Mo/Al dan U-Zr/Al di RSG-GAS Menggunakan COOLOD-N, NATCON dan CFD-D (Endiah Puji Hastuti, Muhammad Subekti) ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN AKAR UJI U-Mo/Al DAN

Lebih terperinci

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK

ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC ABSTRAK ANALISIS KOEFFISIEN REAKTIVITAS TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 4,8gU/cc DENGAN KAWAT KADMIUM MENGGUNAKAN SRAC Oleh Jati Susilo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK Analisis

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan

Lebih terperinci

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

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

Lebih terperinci

Analisis 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 ) 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 terperinci

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5

ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA

Lebih terperinci

VERIFIKASI PERHITUNGAN TEMPERATUR ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI

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

Lebih terperinci

EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS

EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS ISSN 1907 265 EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG GAS Bambang Herutomo, Tri Yulianto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN, Serpong ABSTRAK EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN

Lebih terperinci

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC-

ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- 74 ISSN 0216-3128 Jati Susilo, dkk. ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS SETIMBANG SILISIDA RSG-GAS DENGAN SRAC- CITATION Jati Susilo, Rohmadi Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir - BATAN

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) didesain berdasarkan 3 (tiga) prinsip yaitu mampu dipadamkan dengan aman (safe shutdown), didinginkan serta mengungkung produk

Lebih terperinci

ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS

ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS Seminar Tahllnan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga NlIklir - Jakarta. II Desemher 2003 ISSN 1693-7902 ANALISIS KESELAMA T AN PADA MOD A OPERASI KONVEKSI ALAM REAKTOR RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Tukiran Surbakti

Lebih terperinci

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR

RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RINGKASAN Meskipun terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin ( Loss Of Coolant Accident, LOCA), seandainya bundel bahan bakar dapat

Lebih terperinci

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK

DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 178-191 ISSN 1411 240X DESAIN KONSEPTUAL TERAS REAKTOR RISET INOVATIF BERBAHAN BAKAR URANIUM-MOLIBDENUM DARI ASPEK NEUTRONIK Tukiran S, Surian Pinem,

Lebih terperinci

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2

ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2 ISSN 1411 240X Analisis Konveksi Alam Teras Reaktor Triga... (Sudjatmi K.A.) ANALISIS KONVEKSI ALAM TERAS REAKTOR TRIGA BERBAHAN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2 Sudjatmi K.A. 1, Endiah Puji Hastuti

Lebih terperinci

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014

Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014 ISSN 1411 240X Desain teras alternatif untuk reaktor... (Iman Kuntoro) DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo

PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam. Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR SEKUNDER 750 l/jam Sutrisno, Saleh Hartaman, Asnul Sufmawan, Pardi dan Sapto Prayogo ABSTRAK PENGUJIAN IRADIASI KELONGSONG PIN PRTF DENGAN LAJU ALIR

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

Lebih terperinci

ANALISIS TERMOHIDROLIKA KEHILANGAN ALmAN REAKTOR RSG GAS DENGAN BAHAN BAKAR U3SI2-AL

ANALISIS TERMOHIDROLIKA KEHILANGAN ALmAN REAKTOR RSG GAS DENGAN BAHAN BAKAR U3SI2-AL Prosiding Pertemuan d';n Presentasi //miah P3TM-BATAN, Yogyakarta 25-26 Juti 2000 Buku I 151 ANALISIS TERMOHIDROLIKA KEHILANGAN ALmAN REAKTOR RSG GAS DENGAN BAHAN BAKAR U3SI2-AL Azizul Khakim, ST BAPETEN

Lebih terperinci

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.

EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN. EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta

Lebih terperinci

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI

ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Analisis Laju Alir Pendingin di Teras Reaktor Kartini ISSN : 0854-2910 Budi Rohman, BAPETEN ANALISIS LAJU ALIR PENDINGIN DI TERAS REAKTOR KARTINI Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan

Lebih terperinci

Diterima editor 10 Agustus 2010 Disetujui untuk dipublikasi 28 September 2010

Diterima 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 terperinci

GAS PADA TEMPERATUR SATURASI ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN. Ernita Jurusan Fisiko, FMIP A -USU

GAS PADA TEMPERATUR SATURASI ABSTRACT ABSTRAK PENDAHULUAN. Ernita Jurusan Fisiko, FMIP A -USU Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY.BATAN. Yogyakarta 14-15 Juti 1999 Buku I 181 PENENTUAN KOEFISIEN REAKTIVTAS GAS PADA TEMPERATUR SATURASI VOID TERAS RSG- Lily Suparlina, T.A. Budiono, Tukiran,

Lebih terperinci

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR

PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir

Lebih terperinci

PENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP

PENINGKATAN KEMAMPUAN BATANG KENDALI REAKTOR RSG-GAS DENGAN PENGGANTIAN BAHAN PENYERAP PENINKATAN KEMAMPUAN ATAN KENDALI REAKTOR RS-AS DENAN PENANTIAN AHAN PENYERAP Iman Kuntoro dan Tagor Malem Sembiring Pusat Pengembangan Teknologi Reaktor Riset - ATAN ASTRACT THE IMPROVEMENT OF THE RS-AS

Lebih terperinci

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)

Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik

Lebih terperinci

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG

PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG PENGARUH PENAMBAHAN ALIRAN DARI BAWAH KE ATAS (BOTTOM-UP) TERHADAP KARAKTERISTIK PENDINGINAN TERAS REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG V. Indriati Sri Wardhani vero@batan-bdg.go.id Pusat Teknologi Nuklir Bahan

Lebih terperinci

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi Prosiding Seminar Nasional Tekn%gi dan Ap/ikasi Reak/or Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL Mochamad Imron,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR 96 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina, dkk. ANALISIS PENGARUH FRAKSI BAKAR TERHADAP FLUX NEUTRON PADA DESAIN TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina dan Tukiran Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

Lebih terperinci

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek

Website : jurnal.ftumj.ac.id/index.php/semnastek ANALISIS PENGARUH FRAKSI VOLUME NANOPARTIKEL Al 2 O 3 TERHADAP KOEFISIEN PERPINDAHAN KALOR KONVEKSI PAKSA DI TERAS REAKTOR NUKLIR BERBAHAN BAKAR SILINDER DENGAN SUSUNAN SUB BULUH SEGI ENAM Anwar Ilmar

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI DAN SUNARKO Pusat Reaktor Serba Guna Abstrak ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET

Lebih terperinci

ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS

ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS 16 ISSN 0216-3128 Endiah Puji Hastuti, dkk. ANALISIS BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENT KOLAM PENYIMPAN BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS Endiah Puji Hastuti, Pudjijanto MS Pusat Teknogi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-PTRKN-BATAN

Lebih terperinci

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD

STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD STUDI PERPINDAHAN PANAS KONVEKSI PADA SUSUNAN SILINDER VERTIKAL DALAM REAKTOR NUKLIR ATAU PENUKAR PANAS MENGGUNAKAN PROGAM CFD Agus Waluyo 1, Nathanel P. Tandian 2 dan Efrizon Umar 3 1 Magister Rekayasa

Lebih terperinci

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH

RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Kecelakaan yang terjadi pada reaktor Three Mile Island No.2 (TMI-2) di Amerika Serikat pada bulan Maret 1979, telah mengakibatkan sekitar separuh

Lebih terperinci

STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI

STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI Martoyo, Nusin Samosir, Suparjo, dan U. Sudjadi ABSTRAK STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING

Lebih terperinci

PEMETAAN 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 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan

Lebih terperinci

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang.

DEFINISI. Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. DEFINISI Definisi-definisi berikut berlaku untuk maksud-maksud dari publikasi yang sekarang. Batas-batas Yang Dapat Diterima (Acceptable limits) Batas-batas yang dapat diterima oleh badan pengaturan. Kondisi

Lebih terperinci

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al Guswardani, Susworo Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3

Lebih terperinci

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS

EFEK PENGGUNAAN ELEMEN BAKAR SILISIDA KE- RAPATAN 4,8 gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR RSG-GAS ISSN 0 - Setiyanto, dkk. EF PENGGUNAAN ELEMEN AKAR SILISIDA KE- RAPATAN, gu/cc TERHADAP SIFAT KINETIKA REAKTOR G-GAS Setiyanto, Tagor M. Sembiring, Surian Pinem Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan

Lebih terperinci

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Analisis 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 terperinci

BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah

BAB 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 terperinci

REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS

PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS PENGARUH GARPU PENYERAP UJI TERHADAP REAKTIVITAS TERAS DAN KALIBRASI DAYA RSG-GAS Pusat Reaktor Serba Guna BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail: prsg@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH GARPU

Lebih terperinci

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA ABSTRAK Kuat Heriyanto, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PENDINGINAN

Lebih terperinci

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT

STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM FLUENT Studi Karakteristik Aliran pada Tujuh Silinder Vertika dengan Susunan Heksagonal (A. Septilarso, et al) STUDI KARAKTERISTIK ALIRAN PADA TUJUH SILINDER VERTIKAL DENGAN SUSUNAN HEKSAGONAL DALAM REAKTOR NUKLIR

Lebih terperinci

LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN

LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN A.1. Daftar parameter operasi dan peralatan berikut hendaknya dipertimbangkan dalam menetapkan

Lebih terperinci

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK

PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI

Lebih terperinci

PREDIKSI SWELLING AKIBAT IRADIASI PADA DISAIN PELAT BAHAN BA.KAR SILISIDA UNTUK RSG-GAS

PREDIKSI SWELLING AKIBAT IRADIASI PADA DISAIN PELAT BAHAN BA.KAR SILISIDA UNTUK RSG-GAS PREDIKSI SWELLING AKIBAT IRADIASI PADA DISAIN PELAT BAHAN BA.KAR SILISIDA UNTUK RSG-GAS S II Bambang Herutomo, Haryono Setyo Wibowo, Basuki Agung Pujanto P2TBDU-BATAN; Kawasan PUSPIPTEK. Serpong. Tangerang

Lebih terperinci

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR

ANALISIS PENGARUH DENSITAS BAHAN BAKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR ISSN 0 - Tukiran S., dkk. ANALISIS PENGARUH DENSITAS AHAN AKAR TERDAHAP FLUKS NEUTRON PADA TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Tukiran S. dan Lily Suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - ATAN

Lebih terperinci

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION

REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN

Lebih terperinci

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

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

Lebih terperinci

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN

Lebih terperinci

ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN

ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Reaktor riset RSG-GAS merupakan

Lebih terperinci

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP

PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP PERHITUNGAN REAKTIVITAS UMPAN BALIK AKIBAT KOMPAKSI BAHAN BAKAR DAN KEBOCORAN YANG DISEBABKAN OLEH GEMPA PADA HTR-10 DENGAN CODE MVP Uswatun Chasanah 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA,

Lebih terperinci

BAB IV DATA DAN ANALISIS HASIL PERHITUNGAN DESAIN HTTR

BAB 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 terperinci

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF

ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Yogyakarta, Rabu, 11 September 013 ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF Pusat Reaktor Serba Guna BATAN prsg@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KESELAMATAN KAPSUL FASILITAS IRADIASI PRTF. Power

Lebih terperinci

PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II

PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R TRIGA MARK II 188 Buku I Proseding,Pertemuan dan Presen.rasillmiah PPNY-BATAN. Yogyakarta14-15 Juli 1999 PENGARUH PENEMPATAN GRAFIT PADA RING B TERHADAP TEMPERA TUR PUSA T ELEMEN BAKAR DAN PENINGKA T AN DAY A REAKTO.R

Lebih terperinci

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI

OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI ISSN 1411 240X Optimasi Desain Termohidrolika Teras dan Sistem... (Endiah Puji Hastuti) OPTIMASI DESAIN TERMOHIDROLIKA TERAS DAN SISTEM PENDINGIN REAKTOR RISET INOVATIF DAYA TINGGI Endiah Puji Hastuti,

Lebih terperinci

ANALISIS 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 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 terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG 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 terperinci

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal.

Kata kunci: analisis transient aliran, SSSR, aliran sirkulasi alam, loop primer, kondisi normal. J. Tek. Reaktor. Nukl. Vol. 10 No. 3, Oktober 2008, Hal. 126-135 ISSN 1411 240X ANALISIS TRANSIEN ALIRAN PENDINGIN SMALL SIMPLE AND SAFE REACTOR TANPA POSTULASI KECELAKAAN Enjang Ruhiat, Andang Widi Harto,

Lebih terperinci

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI NEUTRON DI KANAL HUBUNG PRSG PSTBM PADA SAAT REAKTOR RSG-GAS BEROPERASI Unggul Hartoyo 1), Nazly Kurniawan, Suhadi, Subiharto 1) PRSG Batan Serpong Indonesia unggul@batan.go.id

Lebih terperinci

MODUL 2 ANALISIS KESELAMATAN PLTN

MODUL 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 terperinci

PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF

PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF PERHITUNGAN LAJU ALIR PENDINGIN AIR SISI PRIMER PADA UNTAI UJI BETA UNTUK EKSPERIMEN SISTEM PASIF Defri Sulaeman 1, Surip Widodo 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Lab. Riset Engineering Development for Energy Conversion

Lebih terperinci

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder JURNAL Teori dan Aplikasi Fisika Vol. 04, No.01, Januari Tahun 2016 Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical Cooled Water Reactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-horium Model Teras Silinder

Lebih terperinci

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY ISSN 978-076 ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 530, Banten

Lebih terperinci

RANCANG BANGUN PERANGKAT LUNAK SIMULATOR REAKTOR NUKLIR

RANCANG 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 terperinci

EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58. Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong 5310

EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58. Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong 5310 Prosiding Pertemuan I1miah Nasional Rekayasa Perangkat Nuklir EV ALUASI KONSUMSI DAY A LISTRIK RSG-GAS PADA SIKLUS OPERAS I TERAS KE 58 Teguh Sulistyo Pusat Reaktor Serba Guna Kawasan Puspiptek Serpong

Lebih terperinci

RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR

RISET 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 terperinci

ANALISIS KRITIKALITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RSG-GAS PADA RAK BERBAHAN ALUMINIUM

ANALISIS KRITIKALITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RSG-GAS PADA RAK BERBAHAN ALUMINIUM p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528 0473 ANALISIS KRITIKALITAS BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RSG-GAS PADA RAK BERBAHAN ALUMINIUM Pungky Ayu Artiani, Mirawaty, Kuat Heriyanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Lebih terperinci

RANCANG BANGUN ALAT UJI MEKANIK BATANG KENDALI RSG-GAS

RANCANG 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 terperinci