UJI 'BENCHMARK' TERMOHIDRAULIKA TERAS KERJA RSG GAS DALAM KEADAAN TUNAK
|
|
- Vera Widyawati Jayadi
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 KEADAAN TUNAK. Sejalan dengan data yang diperoleh dari kegiatan komisioning dan operasi reaktor, peningkatan kemampuan personil dalam menggunakan paket program, dan kemampuan paket program komputer yang ada di PRSG-BATAN, analisis termohidraulika teras RSG-GAS terus menerus dilakukan. Untuk mendapatkan keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS, dilakukan uji 'benchmark' seperti yang dilakukan oleh pendisain RSG-GAS yang menggunakan paket program GOBRA-IIIC/IA. Untuk maksud ini dibuat suatu model perhitungan dan besaran masukan yang sarna dengan yang digunakan oleh pendisain agar hasilnya dapat saling diperbandingkan. Pada pemodelan ini teras reaktor dibagi menjadi dua bagian, yaitu bagian kanal terpanas, dan kanal rerata. Kanal terpanas diwakili oleh satu plat dan satu kanal pendingin dengan lebar celah minimum sebesar 2,40 mm, sedangkan kanal rerata diwakili oleh bagian sisa teras dan kanal pendingin dengan lebar celah 2,55 mm. Pada bagian kanal terpanas dibangkitkan daya dengan faktor daya radial total 2,846, faktor daya aksial dengan harga maksimum 1,6 dan laju alir minimum sekitar 0,543 kg/del. Hasilnya menunjukkan bahwa keluaran parameter termohidraulika kc em pat paket program di atas, pada kasus kanal terpanas dan kanal rerata, sangat bersesuaian dengan keluaran dari COBRA IIIC/IA. Perbedaannya lebih kecil dari 3.7%. Dengan hasil ini didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan keempat paket program tersebut sebagai alat pcnganalisis keselamatan termohidraulika teras ker:ia RSG-GAS. PENDAHULUAN Analisis termohidraulika teras reaktor merupakan bagian penting dalam evaluasi keselamatan RSG-GAS. Sebagai bagian dari jaminan keselamatan reaktor yang akan dibangun, kegiatan ini telah dilakukan oleh pihak pendisain sejak reaktor terse but masih dalam tahap disain. Sedangkan untuk memenuhi persyaratan perizinan pembangunan, komisioning dan pengoperasian reaktor, kegiatan analisis termohidraulika teras RSG GAS didokumentasikan sebagai bagian dari Laporan Analisis Keselamatan Reaktor (Safety Analysis Report)[l]. Sejalan dengan data yang diperoleh dari kegiatan komisioning dan operasi reaktor, peningkatan kemampuan personil dalam menggunakan paket program, dan kemampuan paket program komputer yang ada di PRSG-BA TAN, analisis termohidraulika teras RSG-GAS terus menerus dilakukan. Pihak pendisain Pusat Reaktor Serba Guna - BA TAN 671
2 menggunakan paket program COBRA-IIIC/IA [1] untuk mclakukim analisis terse but, terutama untuk mengevaluasi keselamatan teras selama komisioning dan mengkaji ulang analisis termohidraulika teras kerja. Nabbi et all [2] melakukan analisis termohidraulika teras I dan II serta teras kerja RSG-GAS dengan menggunakan paket program HEA THYD. Kaminaga [3] melakukan hal yang sarna untuk teras I, II, III dan teras kerja dengan menggunakan paket program COOLOD-N. Paket program yang sarna telah digunakan oleh Putranta [4] untuk melakukan analisis termohidraulika teras X dan teras kerja. Praptoriadi [5] telah memverifikasi paket program PLTEMP untuk analisis keselamatan termohidraulika teras RSG-GAS dengan mengacu kepada pengukuran parameter termohidraulika teras V, sedangkan Hastowo [6,7] melakukan analisis termohidraulika keadaan tunak dan transien teras I sampai VI dengan menggunakan paket program PARET-ANL. Evaluasi keselamatan untuk teras transisi dengan berbagai paket program tersebut[2-7] memberikan hasil angka keselamatan DNBR (Departure from Nucleate Boiling Ratio) atau OFIR (Onset of Flow Instability Ratio) minimum lebih besar dari angka keselamatan yang dipersyaratkan (1,48) [1], namun pada perhitungan keselamatan untuk kondisi teras kerja didapat angka keselamatan yang lebih kecil dari 1,48. Bertolak belakang dengan hasil perhitungan ini, pendisain mendapatkan angka keselamatan S sebesar 2,73 [8,9] untuk kasus teras kerja RSG-GAS. Jadi hasil perhitungan pendisain terlihat lebih optimistik dibandingkan dengan hasil perhitungan paket program yang digunakan di PRSG. Untuk mendapatkan keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS, dilakukan uji 'benchmark' sesuai dengan yang dilakukan oleh pendisain [8,9]. Agar hasilnya dapat saling diperbandingkan dengan benar, maka model perhitungan dan besaran masukan yang digunakan disamakan dengan yang digunakan oleh pendisain. Sebagai konsekuensi logis dari kondisi ini, model perhitllngan, data masukan, dan tahapan perhitungan yang dilakukan dengan paket program yang ada di PRSG-BATAN harus disesuaikan. Misalnya, angka keselamatan yang akan diperbandingkan adalah angka keselamatan S, bukan DNBR atau OFIR yang sebelumnya digunakan di keempat paket program tersebut. Jadi, tahapan perhitungan angka keselamatan di paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD harus dimodifikasi agar memberikan keluaran seperti yang diinginkan. Perhitungan dilakukan lintllk kondisi daya lebih (over power), yaitu 34,20 MW, serta sllhll masukan pendingin tertinggi (45,5 C) yang masih ditolerir sebelum sistem proteksi reaktor memancung (menscram) reaktor. Selanjutnya dilakukan analisis terhadap beberapa parameter termohidraulika teras yang meliputi suhu keluaran pendingin, penurunan tekanan di kanal pendingin, suhu saturasi, dan fiuks panas maksimum. Apabila hasil analisis parameter termohidraulika teras dari paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sama dengan hasil dari COBRA-IIIC/IA, maka akan didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan 672
3 penggunaan keempat paket program tersebut sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS. TATAKERJA Pemodelan Teras Kerja RSG-GAS Pada umumnya, pembuatan model untuk perhitungan atau simulasi selalu dikompromikan antara keterbatasan dari paket program yang digunakan dengan gejala fisika yang ingin disimulasikan. Demikian halnya dengan pemodelan kondisi termohidraulika teras RSG-GAS pada perhitungan paket program COBRA-IIIC/IA, yang akan digunakan sebagai acuan pada pekerjaan ini. Pada model yang dibuat oleh pendisain [8,9] teras reaktor dibagi menjadi dua bagian, yaitu bagian kanal terpanas, dan kanal rerata. Kanal terpanas diwakili oleh satu plat dan satu kanal pendingin dengan lebar celah minimum sebesar 2,40 mm, sedangkan kanal rerata diwakili oleh bagian sisa teras dan kanal pendingin dengan lebar celah 2,55 mm (lihat Gambar I). Pad a bagian kanal terpanas dibangkitkan daya dengan faktor daya radial total 2,846, dan faktor daya aksial (fa) sesuai dengan bentuk fungsi kosinus dengan harga maksimum 1,6. Model ini kemudian diacu untuk digunakan dalam perhitungan uji Benchmark oleh keempat paket program yang akan diyakini kelayakannya. Pada model yang digunakan oleh pendisain, panjang elemen bakar yang ada (62,50 CM), dibagi menjadi 51 titik aksial dengan jarak antar titik seragam, sedangkan pada model yang digunakan oleh PRSG panjang elemen bakar dibagi menjadi 21 titik aksial dengan jarak antar titik seragam (lihat Gambar 2). Hal ini dilakukan karena keterbatasan yang dimiliki oleh salah satu paket program yang digunakan PRSG. Namun, secara fisis maupun numerik hal ini tidak akan berpengaruh terhadap hasil uji Benchmark ini. Untuk laju alir pendingin yang melalui teras aktif kelima paket program menggunakan angka laju alir sebesar 0,543 kg/det untuk kanal terpanas, dan 0,644 kg/det untuk kanal rerata pada suhu masukan sebesar 44,50 C, dan daya total teras kerja sebesar 34,2 MW. Harga-harga ini dipilih oleh pendisain karena merupakan harga batas sebelum sistem proteksi reaktor (SPR) memancung reaktor. Dengan memberikan masukan dimensi kanal, laju alir total, dan suhu masuk (in-let) pendingin, paket-paket terse but dapat menghitung laju alir dan kecepatan pendingin yang melewati masing-masing kanal, serta beberapa besaran lainnya. Beberapa besaran yang diperlukan sebagai masukan ditampilkan pad a Tabel I. Untuk mendapatkan hasil yang sejauh mungkin dapat diperbandingkan secara benar, korelasi perpindahan panas yang digunakan diusahakan sama, sejauh hal tersebut tersedia di dalam paket program yang digunakan. Pada paket program COOLOD-N korelasi perpindahan panas yang dipilih untuk satu fasa dan pendidihan 673
4 berturut-turut adalah Dittus-Boelter dan modified Chen, sedangkan PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD menggunakan Dittus-Boelter dan Bergles-Roshenow. Karena keterbatasan informasi yang ada [8,9], tidak diketahui korelasi perpindahan panas yang telah digunakan pihak pendisain dalam melakukan perhitungan ini. Hal ini akan disinggung pada bab pembahasan. Dari 3 jenis besaran yang saat ini banyak digunakan sebagai faktor keselamatan termohidraulika teras reaktor, pendisain menggunakan angka keselamatan S [1,7,8,11]. s= 11: dimana 11 = (T.al - Tn) V 11 z : c q: da persamaan ini indeks B menyatakan bulk atau lingkungan air pendingin, e menyatakan kondisi ktitis (dalam hal ini lle = 22,1 em3k J-I), sat menyatakan saturasi atau kejenuhan, sedangkan z menyatakan posisi aksial dari sisi masukan pendingin.harga S ini diambil pada suatu titik di daerah sepanjang kanal pendingin yang menghasilkan harga terkecil. PLTEMP dan PARET-ANL merupakan paket program yang setara dengan COBRA-IIIC/RERTR [10]. Program PLTEMP yang digunakan disini telah dimodifikasi oleh Praptoriadi, sehingga keluarannya dapat menampilkan angka keselamatan S seeara aksial, suhu saturasi, ~ p sepanjang kanal pendingin, dan distribusi keeepatan pendingin pada kanal pendingin. Demikian pula untuk PARET ANL, COOLOD-N, dan HEA THYD, masing-masing telah dimodifikasi oleh Hastowo, Putranta, dan Saptoadi. '7, Faktor Kanal Panas (hot channel factor) Dalam perhitungan termohidraulika, umumnya dikenal sekumpulan faktor pengali yang menggambarkan besarnya peningkatan panas pada suatu kanal tertentu dibandingkan terhadap kanal rerata. Pad a perhitungan kanal terpanas, diasumsikan pembangkitan panas di plat bahan bakar meningkat karena beberapa faktor [8]. 1. Batang Kendali Apabila batang kendali pada posisi bank 42 em, dan batang kendali pengatur (regulating rod) pada posisi sekitar 60 em, maka faktor kanal panas panas adalah 1, Lokasi Apabila kejadian pada butir 1 terjadi pada bahan bakar didekat Berilium, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1, Ketidak Pastian Karena adanya ketidak pastian dalam perhitungan, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1,
5 4. Fleksibilitas Apabila kejadian pad a butir 2 terjadi di dekat posisi iradiasi, maka penambahan faktor peningkat panas adalah 1,08. Angka pada faktor nomor 1 sampai 4 didapatkan dari perhitungan dilakukan oleh pendisain. neutronik yang 5. Variasi Kerapatan Daya Pad a perhitungan ini pendisain mem-postulasikan terjadi variasi kerapatan daya pada arah radial yang menyebabkan penambahan faktor kanal panas sebesar 1, Kanal Panas Suhu Pada perhitungan ini pendisain juga mem-postulasikan terjadinya peningkatan suhu di kanal terpanas yang menyebabkan penambahan faktor kanal panas sebesar 1, Fluks Panas (engineering heat flux factor for hot spot) Untuk hal ini pendisain menetapkan, angka 1,20 untuk penambahan faktor kanal panas. Perkalian faktor kanal panas 1 sampai 4 menghasilkan fr sebesar 2,60. Apabila dikalikan lagi dengan faktor nomor 5 dan 6, akan menghasilkan fr sebesar 2,846, sedangkan fr total (setelah dikalikan dengan faktor ke 7) adalah 3,415. Karena pendisain mengelompokkan seluruh faktor kanal panas diatas menjadi satu yaitu fr (faktor kanal panas panas radial) total, maka untuk perhitungan ini, keempat paket PRSG juga menyatukannya menjadi fr total. HASIL DAN PEMBAHASAN Pada kegiatan ini keluaran yang dipentingkan adalah parameter termohidraulika, sehingga walaupun paket PARET-ANL dan HEATHYD belum secara tuntas dimodifikasi, kedua paket ini tetap dapat digunakan pada kegiatan uji ini. Hal ini dapat diterima karena beberapa parameter termohidraulika yang penting dapat ditampilkan. Misalkan untuk menghitung angka keselamatan S, PARET-ANL pasti membutuhkan data suhu saturasi keluaran dan hilang tekanan sepanjang kanal pendingin, sehingga pada kesempatan pemodifikasian selanjutnya, parameter termohidraulika tersebut akan dapat ditampilkan. Demikian pula untuk HEA THYD, fluks panas persatuan luas luasan panas, dan angka keselamatan S pasti juga dapat ditampilkan. Umumnya, pada perhitungan termohidraulika dikenal 2 faktor kanal panas, yaitu faktor yang dipengaruhi oleh aspek neutronik (neutronic hot channel/spot factor) dan yang dipengaruhi oleh aspek rekayasa (engineering hot channel factor). Yang 675
6 pertama biasanya terdiri dari faktor aksial (fa) dan faktor radial (fr), sedangkan yang terakhir biasanya terdiri dari 3 faktor, yaitu fb (yang berpengaruh pada peningkatan suhu pendingin di kanal panas), fq (yang berpengaruh pada peningkatan fluks panas tertinggi), dan fu (yang berpengaruh pada peningkatan suhu lapisan tipis (film) an tara permukaan kelongsong dan air pendingin. Karena keterbatasan COBRA-IIIC/IA, pendisain menyatukan seluruh faktor kanal panas menjadi fr total, sehingga untuk perhitungan angka keselamatan S hasilnya kemungkinan besar akan lebih kecil dari harga yang semestinya. Tetapi, dari segi keselamatan hal ini menguntungkan, sebab apabila angka S dari perhitungan ini lebih besar dari 1,48, maka kenyataannya akan lebih besar lagi dari angka tersebut. Dengan pemodelan dan data masukan seperti yang telah diuraikan, maka perhitungan untuk kanal rerata (Fr 1,000) ditampilkan pada Tabel 2, untuk kanal terpanas (Fr 2,846 dan Fr 3,415) ditampilkan pada Tabel 3. Pada kasus kanal rerata (fr 1,0), suhu keluaran pendingin dari COBRA-IIIC/IA, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD berkisar sekitar 58 oc, sedangkan untuk COOLOD-N sekitar 59,50 C. Untuk suhu saturasi COBRA-IIIC/IA, PLTEMP, HEATHYD dan COOLOD-N, bervariasi dari 113,17 sampai 117,44. Namun bed a maksimumnya masih dibawah 3,7%. Sedangkan besar hilang tekanan, semua berkisar sekitar 0,02 MPa. Dari hasil ini terlihat bahwa secara fisis, ke lima paket program mengl1asilkan keluaran yang sarna. Dari hasil ini dapat disimpulkan bahwa hasil perhitungan tidak terlalu bergantung kepada jenis korelasi perpindahan panas yang digunakan, sebab seperti telah diuraikan di muka, COOLOD-N menggunakan korelasi perpindahan panas yang berbeda dengan ke tiga paket PRSG yang lain. Sehingga, dalam hal ini ketidaktahuan korelasi perpindahan panas yang digunakan oleh pendisain bukan merupakan suatll masalah. Pada kasus kanal terpanas (fr total 2,846), suhu keluaran pendingin dari ct)bra-iic/ia, PL TEMP, PARET-ANL, HEA THYD, dan COOLOD-N berkisar seknar 1)9 0c. Untuk SUI1Usaturasi COBRA-IIC/IA, PLTEMP, HEATHYD dan COOLOD-N, bervariasi dari 114,33 sampai 116,90. Namun beda maksimumnya masih dibawah 2.5%. Sedangkan besar hilang tekanan, bervariasi disekitar harga 0,021 MPa untllk COBRA-lIC/IA, PLTEMP, HEATHYD, dan COOLOD-N. Apabila kita lihat besar angka keselamatannya, COBRA-IIC/IA, COOLOD-N, dan PLTEMP memberikan angka yang hampir sarna, yaitu berturut-turut 3,28, 3,23 dan 3,26, sedangkan untuk PARET-ANL sebesar 3,56. Pendisain mengasllmsikan bahwa pengaruh faktor ke 7, yaitll Faktor Fluks Panas (engineer.ing heat flux factor for hot spot) sebesar 1,20, hanya berpengaruh kepada faktor qz, sehingga angka keselamatan S dari 3,28 berubah menjadi 2,73. Secara fisis hal ini mungkin kurang tepat karena perubahan fluks panas di suatu kanal akan berpengaruh kepada suhu lingkungan (T B)' selain kepada qz. Namun apabila paket PRSG mehgacu kepada asumsi tersebut, maka lintuk fr total sebesar 3,416, COOLOD-N, PLTEMP, dan PARET-ANL bertllrllt-turut akan menghasilkan angka S sebesar 2,69,2,72, dan 2,
7 KESIMPULAN Hasilnya uji Benchmark ini menunjukkan bahwa keluaran parameter termohidraulika ke empat paket program di atas pada kasus kanal rerata dan terpanas, sangat bersesuaian dengan hasil keluaran dari pendisain. Perbedaannya lebih kecil dari 3.7%. Dengan hasil ini didapat keyakinan yang lebih tinggi terhadap kelayakan penggunaan paket program COOLOD-N, PLTEMP, PARET-ANL dan HEATHYD sebagai alat penganalisis keselamatan termohidraulika teras kerja RSG-GAS. DAFTAR PUSTAKA I. Multipurpose Research Reactor GA Siwabessy, Safety Analysis Report Rev. 7", BATAN, September R. NABBI et ai, 'Thermohydraulics of the Indonesian Research Reactor RSG GAS (Background, Measurement, Model Verification and Analysis), PRSG BATAN-KFA-IAEA, Serpong, September M. KAMINAGA, "Core Thermohydraulic Analysis of the Multipurpose Research Reactor RSG-GAS Using COOLOD-N Code", JAERI-memo , komunikasi pribadi 4. K. PUTRANTAdkk., "Analisis Termohidraulika Teras RSG-GAS Pada Kondisi Setimbang dengan Menggunakan Program Komputer COOLOD-N", disajikan pada seminar di PPTN-BA TAN, Bandung, 7-9 Februari G. PRAPTORIADI, "Verifikasi Paket Program PLTEMP untuk Analisis Keselamatan Termohidraulika Teras RSG-GAS", Hasil-hasil Penelitian , PRSG-BATAN, rssn H. HASTOWO, "Evaluasi Kese1amatan Termohidraulika Teras Transisi RSG GAS", Presentasi I1miah Peneliti di PRSG-BA TAN, 5 Februari H. HASTOWO, "Verifikasi Model Perhitungan Transien Pada RSG-GAS dengan Eksperimen Transisi Sirkulasi Alam", Majalah BATAN, (menunggu terbit) 8. G. GYSLER, komunikasi pribadi, September G. GYSLER, komunikasi pribadi, Marc
8 10. W.L. WOODRUF, komunikasi pribadi, 7 Desember IAEA-TECDOC-643, "Research Reactor Core Conversion Guidebook, Vol. 2", April 1992, pp
9 n 2,40 mm 2,55 mm 1_~ t,u ( "/ Kana! Panas Kanal Rerata Gambar D 1. Permodelan Teras ~.. e / I : ]: r : l : e o - -; -1 '--~ - '- --B.ahan &..kar Gambar 2. Faktor Aksial Pelat Bahan Bakar 679
10 Tabel 1 Ringkasan Data Masukan Parameter Kanal Terpanas Rerata Kanal ,543 (fr=2,846) ,1 2,40 34,2 1,60 67,1 34,2 1,60 0,543 2,40 (fr=3,415) Kanal ,1 34,2 2,55 1,60 1,0 0,644 Tabel2 Kanal Rerata (Average Channel, fr=i,o) ANL Tabel3 Kanal Terpanas PARAMETER 113,17117,44 (0e)44,50 57,71 58,13 3,693,73 0, ,74 59,53 COOLOD-N PARET- HEATHYD (OC) 0,023 58,14 PL 115,96 58,02 3,71 0,020 TEMP COBRA- 3,70 0,02 PARAMETER I HEATHYD 0,021 (0e)44,50 89,67 3,47 -COOLOD-N 89,8789,07 44,5044,50 116, ,00 3,233,26 3,453,44 0,0210, ,90 88,11 2,692,72 3,44 215,54 3, ,70 PARET -2, ,43 116, ,30 88, ,00 PL TEMP 1-114,33 2, ,00 COBRA- 2147,44 3,28 3,44 0,022,846) q" T maks. (kw/ml) -ANL 680
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 terperinciVERIFIKASI 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 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 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 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 terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR
ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN PRIMER RSG-GAS MODA SATU JALUR Sukmanto Dibyo sukdibyo@batan.go.id Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN-BATAN) ABSTRAK ANALISIS KEHILANGAN ALIRAN PENDINGIN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 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 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 terperinciPEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000-EU. Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
PEMETAAN DISTRIBUSI SUHU DAN DNBR PADA PERANGKAT BAHAN BAKAR AP1000EU Muh. Darwis Isnaini Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Diterima editor 12 April 2010 Disetujui untuk dipublikasi
Lebih 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 terperinciANALISIS 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 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 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 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 terperinciDiterima 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 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 terperinciPENGARUH 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 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 terperinciEV 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 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 terperinciANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK
ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono 1, Etty Marti Wigayati 2 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,
Lebih 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 terperinciDESAIN 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 terperinciANALISIS 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 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 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 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 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 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 terperinciADANY 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 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 terperinciANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA RSG-GAS
152 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi I/miah PPNY-BATAN. Yogyakarta 14-15 Juli 1999 ANALISIS KECELAKAAN PENYUMBA TAN P ARSJAL KANAL PENDINGUN ELEMEN BAKAR PADA TERAS OKSIDA DAN DISAIN TERAS SILISIDA
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciAnalisis 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 terperinciANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS
176 ISSN 0216-3128 Lily Suparlina ANALISIS PENINGKATAN FRAKSI BAKAR BUANG UNTUK EFISIENSI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al 2,96 gu/cc DI TERAS RSG-GAS Lily suparlina Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5
Sukmanto Dibyo ISSN 0216-3128 197 ANALISIS KARAKTERISTIKA FRAKSI VOID PADA KONDISI RE-FLOODING POST LOCA MENGGUNAKAN RELAP5 Sukmanto Dibyo PTRKN- BATAN, E-mail : sukdibyo@batan.go.id ABSTRAK ANALISIS KARAKTERISTIKA
Lebih 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 terperinciLAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN
LAMPIRAN I METODE DAN PENDEKATAN ANALISIS KESELAMATAN I-101. Lampiran I berisi beberapa pertimbangan yang mungkin bermanfaat dalam melakukan analisis keselamatan untuk suatu reaktor penelitian. Pendekatan
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinci2. PENGEMBANGAN BATAS-BATAS DAN KONDISI-KONDISI OPERASIONAL
2. PENGEMBANGAN BATAS-BATAS DAN KONDISI-KONDISI OPERASIONAL UMUM 1. OLC merupakan pembungkus atau batas nilai-nilai parameter reaktor dan kondisikondisi sistem dimana operasi suatu reaktor telah diperlihatkan
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2008 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN MANAJEMEN PENUAAN REAKTOR NONDAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang
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 terperinciANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR
ANALISIS POLA MANAJEMEN BAHAN BAKAR TERAS REAKTOR RISET TIPE MTR Lily Suparlina, Tukiran Surbakti Pusat Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir, PTKRN-BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong Tangerang
Lebih terperinciPEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR
PEMBUATAN KODE KOMPUTER UNTUK ANALISIS AWAL TERMOHIDROLIK SUBKANAL PENDINGIN REAKTOR LWR Muhammad Khoiri 1, Tri Wulan Tjiptono 2, Adhi Prihastomo 3 1.Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir
Lebih 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 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 terperinciEV 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 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 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 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 terperinciEVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.
EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
Lebih terperinci2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET
2. PERSYARATAN UNTUK PENGKAJIAN KESELAMATAN DALAM PROSES PERIJINAN REAKTOR RISET KRITERIA DAN TANGGUNG-JAWAB PENGKAJIAN 201. Untuk suatu reaktor riset yang akan dibangun (atau mengalami suatu modifikasi
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 terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2009 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI DAN PROSEDUR OPERASI REAKTOR DAYA DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
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 terperinciSTUDI 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 terperinciPENGENDALIAN 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 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 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 terperinciPERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF
Tukiran, dkk. ISSN 0216-3128 25 PERHITUNGAN NEUTRONIK DESAIN TERAS SETIMBANG UNTUK MENDUKUNG TERBENTUKNYA TERAS REAKTOR RISET INOVATIF Tukiran S, Tagor MS Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN
Lebih terperinciSTUDI 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 terperinciPERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN
Persiapan Fasilitas Doping (Suwarto) PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto PRSG-BATAN ABSTRAK PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILOKON RSG-GAS Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciRISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR
RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI
ISSN 1411 240X Analisis Keselamatan Termohidrolik Bulk Shielding... (Azizul Khakim) ANALISIS KESELAMATAN TERMOHIDROLIK BULK SHIELDING REAKTOR KARTINI Azizul Khakim BAPETEN, Jl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta
Lebih terperinciEVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. XI, No. 1, April 14: 1- EVALUASI KINERJA SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RSG-GAS SELAMA BEROPERASI 25 TAHUN Iman Kuntoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir,
Lebih terperinciVERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS
VERIFIKASI DISTRIBUSI FAKTOR PUNCAK DAYA RADIAL TERAS 60 BOC REAKTOR RSG-GAS Daddy Setyawan Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)
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 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 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 terperinciKEPUTUSAN KEPALA. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG PEDOMAN PENENTUAN TAPAK REAKTOR NUKLIR
KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 01-P/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG PEDOMAN PENENTUAN TAPAK REAKTOR NUKLIR KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : a. bahwa pembangunan dan pengoperasian
Lebih terperinciKARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-Zr HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK Slamet P dan Yatno D.A.S. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciPeran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia
Peran Dunia Pendidikan Dalam Memajukan Teknologi PLTN di Indonesia Ade Gafar Abdullah Electrical Power Systems Research Group (EPSRG) Electrical Engineering Departement Indonesia University of Education
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 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 terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih terperinciPEMBUATAN 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 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 terperinciANALISIS OPTIMASI PENDINGIN PADA TABUNG TARGET FPM
52 ISSN 0216-3128 Endiah Puji Hastuti, dkk. ANALISIS OPTIMASI PENDINGIN PADA TABUNG TARGET FPM Endiah Puji Hastuti, Darwis, Asnul Sufmawan P2TRR - BATAN ABSTRAK ANALISIS OPTIMASI PENDINGIN PADA TABUNG
Lebih terperinciDEFINISI. 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 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 terperinciSISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS
SISTEM PELAPORAN KEJADIAN DI RSG GAS A.Mariatmo, Edison, Jaja Sukmana ABSTRAK Sistem pelaporan kejadian di RSG GAS mengikuti sistem pelaporan kejadian untuk reaktor riset IRSRR yang dikeluarkan oleh IAEA,
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 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 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 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 terperinciPERHITUNGAN 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 terperinciPEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK
PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI
Lebih terperinciAnalisis 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 terperinciANALISIS PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN PADA EKSPERIMEN REFLOODING MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN
ANALISIS PERPINDAHAN PANAS PENDIDIHAN PADA EKSPERIMEN REFLOODING MENGGUNAKAN BAGIAN UJI QUEEN Oleh: Mulya Juarsa, A.R. Antariksawan, Joko. P.W., Edy S., Ismu H., dan Kiswanta Bidang Analisis Risiko dan
Lebih terperinciPRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (I)
PRINSIP DASAR KESELAMATAN NUKLIR (I) Khoirul Huda Badan Pengawas Tenaga Nuklir Jl. Gajah Mada 8, Jakarta 1 KESELAMATAN NUKLIR M I S I Misi keselamatan nuklir adalah untuk melindungi personil, anggota masyarakat
Lebih terperinciOPTIMALISASI 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 terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciDISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY
Prosiding Seminar Telaw/ogi dan Kese/amatan PLTN serta Fasilitas Nuklir PRSG, PPTKR -BAIAN DISTRIBUSI RAP AT FLUKS NEUTRON TERMAL RSG G.A. SIWABESSY Oleh Amir Hamzah, Ita Budi Radiyanti, Surian Pin em,
Lebih terperinciDiterima editor 12 Maret 2012 Disetujui untuk publikasi 02 Mei 2012
VERIFIKASI KECELAKAAN HILANGNYA ALIRAN AIR UMPAN PADA REAKTOR DAYA PWR MAJU Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Susyadi, D.T. Sony Tjahyani, Hendro Tjahjono Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan
Lebih terperinciKEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 04-P/Ka-BAPETEN/I-03 TENTANG PEDOMAN PELATIHAN OPERATOR DAN SUPERVISOR REAKTOR NUKLIR
KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 04-P/Ka-BAPETEN/I-03 TENTANG PEDOMAN PELATIHAN OPERATOR DAN SUPERVISOR REAKTOR NUKLIR KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : bahwa sesuai dengan
Lebih terperinci