KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL

1

KUMPULAN ABSTRAK JURNAL

KOLEKSI E-DEPOSIT

PERPUSTAKAAN

NASIONAL

TEMA TEKNOLOGI

2020

Penyusun : Juliarti

Penyunting : Desi Mardianingsih

2

DESAIN AWAL TURBIN UAP TIPE AKSIAL UNTUK KONSEP RGTT30

BERPENDINGIN HELIUM

Sri Sudadiyo, Jupiter Sitorus Pane

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Desain awal turbin uap tipe aksial untuk konsep RGTT30 berpendingin helium.

Konsep reaktor daya nuklir yang dikembangkan merupakan jenis reaktor

berpendingin gas dengan temperatur tinggi (RGTT). Gas yang digunakan untuk

mendinginkan teras RGTT adalah helium. Konsep RGTT ini dapat menghasilkan

daya termal 30 MWth sehingga dinamakan RGTT30. Temperatur helium mampu

mencapai 700 °C ketika keluar dari teras RGTT30 dan digunakan untuk

memanaskan air di dalam steam generator hingga mencapai temperatur 435 °C.

Steam generator dihubungkan dengan turbin uap yang dikopel dengan generator

listrik untuk membangkitkan daya 7,27 MWe. Uap yang keluar dari turbin

dilewatkan kondensor untuk mencairkan uap menjadi air. Rangkaian komponen

dari steam generator, turbin, dan kondensor dinamakan sistem turbin uap. Turbin

terdiri dari sudu-sudu yang dimaksudkan untuk mengubah tenaga uap kedalam

tenaga mekanis berupa putaran. Efisiensi turbin merupakan parameter yang harus

diperhatikan dalam sistem turbin uap ini. Tujuan dari makalah ini adalah untuk

mengusulkan sudu tipe aksial dan untuk menganalisa perbaikan efisiensi turbin.

Metode yang digunakan yaitu aplikasi prinsip termodinamika yang berhubungan

dengan konservasi energi dan massa. Perangkat lunak Cycle-Tempo dipakai untuk

mendapatkan parameter termodinamika dan untuk mensimulasikan sistem turbin

uap berbasis RGTT30. Pertama, dibuat skenario dalam simulasi sistem turbin uap

untuk mengetahui efisiensi dan laju aliran massa uap yang diperoleh nilai optimal

87,52 % dan 8,759 kg/s pada putaran 3000 rpm. Kemudian, turbin uap diberi sudu

tipe aksial dengan diameter tip 1580 mm dan panjang 150 mm. Hasil yang

diperoleh adalah nilai efisiensi turbin uap naik menjadi 88,3 % pada putaran

3

konstan (3000 rpm). Penambahan nilai efisiensi turbin sebesar 0,78 %

menunjukkan peningkatan kinerja RGTT30 secara keseluruhan.

Kata kunci : tipe aksial, turbin uap, RGTT30

Nama Jurnal : Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir TRI DASA MEGA : Pusat

Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) -

BATAN

Volume : Vol. 18 No. 2 Juni 2016, Hal. 65-74

Doi/Link : http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2319

http://jurnal.batan.go.id/index.php/tridam/article/view/2319/2628

https://edeposit-jurnal.perpusnas.go.id/public/records/78214/file/view

http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2016.18.2.2319



4

EFEK PERUBAHAN SUDUT KEMIRINGAN TERHADAP

PERPINDAHAN KALOR DAN LAJU ALIRAN AIR PADA UNTAI

SIRKULASI ALAMIAH

Yogi Sirodz Gaos, Mulya Juarsa, Edi Marzuki, Januar Akbar

Engineering and Devices for Energy Conversion (EDfEC) Research Group

Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Ibn Khaldun Bogor

ABSTRAK

Efek perubahan sudut kemiringan terhadap perpindahan kalor dan laju aliran air

pada untai sirkulasi alamiah. Pelajaran dari kasus kecelakaan PLTN Fukushima

menunjukkan gagalnya sistem aktif, sehingga pengoptimalisasian sistem pasif

menjadi suatu keharusan. Sistem pasif menerapkan hukum alamiah, dalam hal ini

fenomena sirkulasi alamiah. Efisiensi sirkulasi alamiah dilakukan dengan

mengidentifikasi nilai rugi kalor menggunakan Untai Simulasi Sirkulasi Alamiah

(USSA-FT02). Analisis dilakukan untuk mengetahui pengaruh nilai pemindahan

kalor oleh air terhadap nilai rugi kalor yang terjadi pada sistem aliran tertutup

dengan adanya distribusi kalor pada fluida kerja (air). Komponen USSA FT02

terdiri atas pipa SS316 berdiameter 1 inchi, pre-heater, heater dan cooler. Variasi

eksperimen adalah beda ketinggian antara sisi panas dan sisi dingin dengan

mengubah sudut kemiringan loop, yaitu pada sudut 0o , 45o dan 90o . Temperatur

outlet heater dan temperatur inlet cooler digunakan sebagai parameter yang diukur

dan direkam dengan rentang waktu eksperimen selama 45 menit. Hasil

eksperimen dan analisis berdasarkan perbedaan sudut kemiringan 0o, 45o dan 90o

secara berturut-turut untuk laju aliran massa air meningkat, diperoleh rugi kalor

tertinggi sepanjang pipa dari oulet heater ke inlet cooler menurun dari 12,3 W

hingga 3,4 W seiring kenaikan sudut kemiringan. Kemudian persentase

pemindahan kalor rata-rata yang diterima air pada bagian heater berdasarkan

kenaikan sudut kemiringan secara berturut-turut meningkat dari 49,3%, 52,5%

dan 55,7%.

5

Kata kunci : sirkulasi alamiah, sudut, perpindahan kalor, rugi, aliran, pasif.



BATAN

Volume : Vol. 14 No.1 Pebruari 2012, Hal. 39-53

Doi/Link :








6

PEMODELAN SISTEM PENDINGINAN SUNGKUP SECARA PASIF

MENGGUNAKAN RELAP5

Andi Sofrany E, Susyadi, Surip Widodo

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN

ABSTRAK

Pemodelan sistem pendinginan sungkup secara pasif menggunakan RELAP5.

Semua reaktor daya maju (Generasi III+) memanfaatkan sistem pasif untuk

membuang panas melalui sirkulasi alam. Salah satu fitur unik dari reaktor daya

maju tipe PWR AP1000 adalah adanya sistem pendinginan sungkup secara pasif

(Passive Containment Cooling System / PCS) yang didesain menjaga tekanan

sungkup di bawah desain selama 72 jam tanpa tindakan operator. Selama

kecelakaan dasar desain seperti kecelakaan hilangnya pendingin atau kecelakaan

putusnya jalur uap, terjadi lepasan uap yang bersentuhan dengan dinding baja

bejana sungkup yang lebih dingin. Perpindahan kalor dari lepasan uap melalui

konveksi dan konduksi dinding baja bejana sungkup akan mengakibatkan

perubahan densitas udara akibat pemanasan yang memicu aliran sirkulasi alam

dari udara yang akan naik ke atas. Makalah ini bertujuan untuk memperoleh

model sungkup AP1000 untuk menunjukkan fungsi PCS menggunakan RELAP5.

Fungsi dasar PCS yang ingin diperoleh adalah fenomena perpindahan panas dari

uap ke dinding bejana sungkup dan ke udara luar untuk menghasilkan aliran

konveksi alam udara. Metodologi yang digunakan adalah pengumpulan data

desain, nodalisasi dengan RELAP5, dan simulasi fungsi sungkup berdasarkan

masukan kecelakaan dasar desain tertentu. Hasil pemodelan sungkup telah dapat

menunjukkan fenomena perpindahan panas dari dalam sungkup ke udara luar

dalam bentuk proses kondensasi dan konveksi alam. Hasil perhitungan RELAP5

terhadap model sungkup menunjukkan peningkatan tekanan sungkup yang

melebihi tekanan desain sungkup sebesar 59 psig seperti dibandingkan dalam

dokumen desain AP1000. Hal itu disebabkan belum dimodelkannya pendinginan

7

sungkup melalui pembasahan tangki sungkup bagian luar dari tangki Passive

Containment Cooling Storage Tank (PCCWST). Hasil pemodelan akan digunakan

untuk analisis kecelakaan AP1000 secara menyeluruh yang melibatkan fungsi

PCS.

Kata kunci : pemodelan, sungkup, AP1000, pasif



BATAN

Volume : Vol. 14 No.3 Oktober 2012, Hal. 137-145

Doi/Link :





8

KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA TIAP SUB-SISTEM

KESELAMATAN REAKTOR DAYA BERBAHAN BAKAR MOX

Pande Made Udiyani

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir

ABSTRAK

Karakterisasi radionuklida pada tiap sub-sistem keselamatan reaktor daya dengan

berbahan bakar mox. Pengganti Bahan bakar UO2, yang tergolong uranium

pengkayaan rendah, adalah bahan bakar MOX yang mempunyai pengkayaan yang

lebih tinggi. Bahan bakar MOX mempunyai kandungan plutonium dan nuklida

dari golongan aktinida yang lebih tinggi dibandingkan bahan bakar UO2, yang

akan menghasilkan karakteristik radionuklida yang berbeda untuk setiap sub-

sistem reaktor daya. Analisis radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan

pada reaktor daya berbahan bakar MOX dilakukan untuk mengetahui karakteristik

radionuklida khususnya plutonium dan aktinida yang akan menimbulkan dampak

radiasi dari lepasan radionuklida tersebut. Analisis dilakukan dengan cara

menghitung dan mengamati radionuklida untuk setiap sub-sistem keselamatan

pada operasi normal dan kecelakaan (small LOCA, large LOCA, severe accident)

untuk reaktor PWR berkapasitas 1000 MWe. Disimpulkan bahwa penggunaan

bahan bakar MOX dapat menambah konsekuensi radiologis ke lingkungan dan

masyarakat, terutama karena inventori yang lebih besar termasuk dari

radionuklida transuranic dan dari golongan aktinida, antara lain: Pu-239, Am-241,

Cm-242, Pu-240, Pu-241 dan Pu-242.

Kata kunci : karakteristik nuklida, reaktor daya, bahan bakar, MOX



BATAN

9

Volume : Vol. 13 No.2 Juni 2011, Hal. 111-122

Doi/Link :





10

EFEK DENSITAS BAHAN BAKAR TERHADAP PARAMETER

KOEFISIEN REAKTIVITAS TERAS RRI

Rokhmadi, Tukiran

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, PTRKN-BATAN

ABSTRAK

Efek densitas bahan bakar terhadap parameter koefisien reaktivitas teras RRI.

Manfaat yang luas penggunaan reaktor riset membuat banyak negara membangun

reaktor riset baru. Kecenderungan saat ini adalah tipe reaktor serbaguna (MPR)

dengan teras yang kompak untuk mendapatkan fluks neutron yang tinggi dengan

daya yang relatif rendah. Reaktor riset yang ada di Indonesia usianya sudah tua

semuanya. Oleh karena itu diperlukan desain reaktor riset baru sebagai alternatif,

disebut reaktor riset inovatif (RRI), kelak pengganti reaktor riset yang sudah ada.

Tujuan dari riset ini untuk melengkapi data desain RRI sebagai salah satu

persyaratan untuk perizinan desain. Perhitungan dilakukan untuk memperoleh

nilai koefisien reaktivitas teras RRI dengan konfigurasi teras setimbang yang

optimal dengan konfigurasi teras 5×5 dan daya 20 MW, memiliki panjang operasi

satu siklus lebih dari 40 hari. Perhitungan koefisien reaktivitas teras RRI

dilakukan untuk bahan bakar baru U-9Mo-Al dengan kerapatan bervariasi.

Perhitungan dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dan BATAN-FUEL.

Hasil pehitungan digunakan untuk melengkapi data desain konseptual teras yang

menunjukkan bahwa teras setimbang reaktor RRI dengan konfigurasi 5×5, tingkat

muat 235U sebesar 450 g, 550 g dan 700 g memiliki nilai koefisien reaktivitas

temperatur bahan bakar, temperatur moderator, densitas moderator dan void

semuanya negatif dan nilainya sangat bervariasi. Hal ini sudah memenuhi kriteria

keselamatan desain konseptual teras RRI.

Kata kunci : desain konseptual, bahan bakar uranium-molibdenum,

koefisien reaktivitas, WIMS, BATANFUE

11



BATAN


Doi/Link :





12

ANALISIS PARAMETER KINETIK DAN TRANSIEN TERAS KOMPAK

REAKTOR RSG-GAS

Iman Kuntoro1), Surian Pinem2), Tagor Malem Sembiring2)

1Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir, BATAN

2Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Analisis parameter kinetik dan transien teras kompak reaktor RSG-GAS. Dalam

rangka meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar reaktor RSG-GAS telah

dilakukan studi penentuan teras kompak. Hasil perhitungan parameter neutronik

menunjukkan bahwa teras kompak dengan menutup empat fasilitas iradiasi (IP)

dengan elemen bakar dapat meningkatkan siklus operasi 23,6 %. Selanjutnya

perlu dilakukan penentuan parameter kinetik dan analisis transien teras kompak

untuk mengetahui keselamatan operasi reaktor. Perhitungan dilakukan dengan

menggunakan program WIMS/D4 untuk generasi konstanta difusi sel elemen

bakar dan MTRDYN untuk menentukan parameter kinetik dan analisis transien.

Hasil perhitungan menunjukkan bahwa harga fraksi neutron kasip total teras

kompak naik 2 % dan umur neutron serempak turun 8,3 % dibandingkan dengan

teras setimbang. Temperatur maksimum bahan bakar saat transien pada daya awal

1 W adalah 71,64 0C dan pada daya 1 MW adalah 129,60 0.

Kata kunci : parameter kinetik, transien, reaktor C. Hasil ini menunjukkan

bahwa teras kompak RSG-GAS aman digunakan sebagai teras

alternatif.



BATAN

Volume : Vol. 12 No. 3 Oktober 2010, Hal. 67-74

Doi/Link :

13





14

PENGARUH KONDISI ATMOSFERIK TERHADAP

PERHITUNGAN PROBABILISTIK DAMPAK RADIOLOGI

KECELAKAAN PWR 1000-Mwe

Pande Made Udiyani, Sri Kuntjoro

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN

ABSTRAK

Pengaruh kondisi atmosferik terhadap perhitungan probabilistik dampak radiologi

kecelakaan pwr 1000-mwe. Perhitungan dampak kecelakaan radiologi terhadap

lepasan produk fisi akibat kecelakaan potensial yang mungkin terjadi di

Pressurized Water Reactor (PWR) diperlukan secara probabilistik. Mengingat

kondisi atmosfer sangat berperan terhadap dispersi radionuklida di lingkungan,

dalam penelitian ini akan dianalisis pengaruh kondisi atmosferik terhadap

perhitungan probabilistik dari konsekuensi kecelakaan reaktor. Tujuan penelitian

adalah melakukan analisis terhadap pengaruh kondisi atmosfer berdasarkan model

data input meteorologi terhadap dampak radiologi kecelakaan PWR 1000-MWe

yang disimulasikan pada tapak yang mempunyai kondisi meteorologi yang

berbeda. Simulasi menggunakan program PC-Cosyma dengan moda perhitungan

probabilistik, dengan data input meteorologi yang dieksekusi secara cyclic dan

stratified, dan disimulasikan di Tapak Semenanjung Muria dan Pesisir Serang.

Data meteorologi diambil setiap jam untuk jangka waktu satu tahun. Hasil

perhitungan menunjukkan bahwa frekuensi kumulatif untuk model input yang

sama untuk Tapak pesisir Serang lebih tinggi dibandingkan dengan Semenanjung

Muria. Untuk tapak yang sama, frekuensi kumulatif model input cyclic lebih

tinggi dibandingkan model stratified. Model cyclic memberikan keleluasan dalam

menentukan tingkat ketelitian perhitungan dan tidak membutuhkan data acuan

dibandingkan dengan model stratified. Penggunaan model cyclic dan stratified

melibatkan jumlah data yang besar dan pengulangan perhitungan akan

meningkatkan ketelitian nilai-nilai statistika perhitungan.

15

Kata kunci : dampak kecelakaan, PWR 1000-MWe, probabilistik,

atmosferik, PC-Cosyma



BATAN








16

PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING

RELAP5/SCDAP CODE

Anhar R. Antariksawan, Surip Widodo, Hendro Tjahjono

Center for Nuclear Reactor Safety and Technology, BATAN

ABSTRAK

Studi parametrik loca di TRIGA-2000 menggunakan RELAP5/SCDAP.

Kecelakaan kehilangan air pendingin (LOCA) harus dianalisis untuk menjamin

keselamatan suatu reaktor riset. Analisis LOCA dapat dilakukan menggunakan

perhitungan best-estimate seperti RELAP5. Penelitian ini menekankan pada

analisis LOCA di TRIGA-2000 akibat pecahnya pipa dan tabung berkas. Tujuan

penelitian adalah memahami efek ukuran kebocoran dan waktu aktuasi sistem

pendingin teras darurat (ECCS) pada sekuensi kejadian dan mengkaji keselamatan

reaktor. Analisis dilakukan menggunakan program perhitungan RELAP/

SCDAPSIM. Tiga ukuran kebocoran dan waktu aktuasi ECCS berbeda dipilih

sebagai parameter dalam studi ini. Hasil perhitungan mengonfirmasi bahwa

semakin besar ukuran kebocoran, semakin cepat pengosongan tangki reaktor.

Lubang siphon breaker dapat mencegah air terkuras dalam hal kebocoran pada

pipa. Sedang dalam hal kebocoran pada beam tube, ECCS mampu memperlambat

kenaikan temperatur bahan bakar. Dari studi ini dapat disimpulkan bahwa

keselamatan reaktor dapat terjaga pada kejadian LOCA, namun pendinginan

jangka panjang perlu dipertimbangkan untuk menjaga integritas bahan bakar.

Kata kunci : analisis keselamatan, LOCA, TRIGA, RELAP5



BATAN


17







18

KUANTIFIKASI KETIDAKPASTIAN PADA ANALISIS POHON

KEGAGALAN DENGAN PENDEKATAN FUZZY

Julwan Hendry Purba, D.T. Sony Tjahyani

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN

ABSTRAK

Kuantifikasi ketidakpastian pada analisis pohon kegagalan dengan pendekatan

fuzzy. Analisis pohon kegagalan dipakai untuk mengevaluasi kinerja sistem

keselamatan pembangkit listrik tenaga nuklir. Analisis ini memerlukan

ketersediaan data kegagalan komponen. Karena keandalan komponen dipengaruhi

oleh lingkungan kerjanya maka perlu digunakan data kegagalan komponen yang

berasal dari sistem yang sedang dievaluasi. Namun kenyataannya, data ini sangat

sulit diperoleh sehingga penggunaan data jenerik menjadi tak terhindarkan.

Penggunaan data generik tentunya akan menyebabkan ketidakpastian pada hasil

analisis. Simulasi Monte Carlo sering dipakai untuk mengkuantifikasi

ketidakpastian ini. Namun sebenarnya metode ini kurang tepat untuk

mengevaluasi ketidakpastian apabila jumlah data yang dimiliki sangat terbatas.

Tujuan dari penelitian ini adalah pengembangan sebuah metode analisis pohon

kegagalan baru yang menerapkan konsep fuzzy untuk kuantifikasi ketidakpastian.

Dalam metode baru ini, probabilitas fuzzy dipakai untuk merepresentasikan

probabilitas kejadian dasar, antara serta puncak dan hukum kombinasi fuzzy

dipakai untuk mengevaluasi ketidakpastian hasil analisis. Kebolehjadian gagalnya

sistem injeksi akumulator AP1000 telah dievaluasi dengan menggunakan metode

baru ini dan diperoleh ketidakpastian kegagalan pada interval 8,87E-12 – 8,87E-8

dengan nilai titik tengah 8,87E-10. Hasil ini membuktikan bahwa analisis pohon

kegagalan dengan pendekatan fuzzy ini layak dipakai apabila yang menjadi fokus

evaluasi adalah ketidakpastian karena keterbatasan data kegagalan yang dimiliki.

19

Kata kunci : analisis pohon kegagalan, analisis ketidak pastian, probabilitas

fuzzy, hukum kombinasi fuzzy



BATAN

Volume : Vol. 16 No.1 Februari 2014, Hal. 21-30

Doi/Link :





20

PERHITUNGAN MODEL DWBA DENGAN KOD DWUCK-4 :

TAMPANG LINTANG HAMBURAN NEUTRON ELASTIK DAN

INELASTIK PADA REAKSI 94ZR(N,N)

Syafarudin

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir –

Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

Perhitungan model DWBA dengan kod DWUCK-4: Tampang Lintang Hamburan

Neutron Elastik dan Inelastik pada Reaksi 94Zr (n,n). Perhitungan tampang

lintang reaksi tumbukan neutron dengan target nuklida 94Zr telah dilakukan

menggunakan model hampiran Born – gelombang Tererot DWBA dan kod

DWUCK-4. Parameter potensial model optik OMP (optical model potential) yang

digunakan adalah menurut versi Becchetti-Greenlees, Rapaport dan Walter-Guss.

Dari perhitungan diperoleh spektrum tampang lintang total dengan rentang energi

tumbuk 1~35 MeV, dan spektrum tampang lintang distribusi energi pada level

energi tumbuk 15 MeV. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa ketiga OMP

memberikan rekomendasi tampang lintang yang senada baik untuk kurva reaksi

elastik (n,n) maupun inelastik (n,n’). Dari perhitungan spektrum tampang lintang

distribusi energi diketahui bahwa kesemua versi OMP memberikan harga

tampang lintang maksimum reaksi 94Zr(n,n), En = 15 MeV pada kisaran energi

hambur yang sama, yaitu 7~8 MeV.

Kata kunci : perhitungan tampang lintang reaksi nuklir, DWBA, OMP,

tumbukan neutron, hamburan neutron



BATAN

Volume : Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 27-39

21

Doi/Link :





22

STUDI KARAKTERISTIK PEMBENTUKAN UAP

DALAM PEMBANGKIT UAP HELIKAL

PADA REAKTOR MODULAR DAYA KECIL

Susyadi, Hendro Tjahjono, Sukmanto Dibyo, Jupiter S. Pane

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN

ABSTRAK

Studi karakteristik pembentukan uap dalam pembangkit uap helikal pada reaktor

modular daya kecil. Reaktor modular daya kecil (SMR) sangat cocok untuk

dibangun Indonesia, terutama pada lokasi-lokasi dengan kapasitas jaringan listrik

yang rendah sehingga investigasi lebih jauh tentang reaktor ini sangat diperlukan.

Umumnya SMR memiliki bentuk pembangkit uap yang kompak dan terintegrasi

di dalam bejana tekan. Disain tersebut menyebabkan perbedaan pendekatan dalam

memproduksi uap dibandingkan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan

pembangkit uap tabung-u terbalik. Oleh karena itu tujuan dari penelitian ini

adalah untuk mengetahui karakteristik uap dan pola pembentukkannya di dalam

pembangkit uap tipe helikal yang banyak digunakan oleh SMR. Metoda yang

dipakai adalah dengan melakukan pemodelan dan perhitungan numerik

menggunakan program RELAP5. Dalam pemodelan, aliran air umpan bertekanan

dan temperatur rendah dimasukkan ke dalam tabung helikal sementara aliran

fluida bertekanan dan temperatur tinggi, yang mewakili pendingin sistem primer

reaktor, berada di sisi luar tabung. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa uap

yang dihasilkan oleh pembangkit uap helikal bersifat lewat jenuh yakni sekitar 25

K di atas titik jenuhnya. Hal ini memberikan keunggulan komparatif dari segi

disain dan operasional pada SMR dibanding reaktor konvensional karena uap

lewat jenuh yang dihasilkan dapat mengurangi kerugian turbin dan sekaligus

meningkatkan efisiensi termodinamika.

23

Kata kunci : pembangkit uap helikal, SMR, PWR, uap lewat jenuh,

RELAP5



BATAN








24

FACTORS INFLUENCING HUMAN RELIABILITY OF HIGH

TEMPERATURE GAS COOLED REACTOR OPERATION

Sigit Santoso

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety (PTKRN) – BATAN

ABSTRAK

Peran dan tindakan operator pada reaktor berpendingin gas akan berbeda dengan

peran operator pada operasi tipe reaktor lain. Analisis unjuk kerja operator dan

faktor yang berpengaruh dapat dilakukan secara komprehensif melalui analisis

keandalan manusia (HRA). Melalui HRA dampak dari kesalahan manusia pada

sistem maupun cara untuk mengurangi dampak dan frekuensi kesalahan dapat

diketahui. Makalah membahas faktor yang berpengaruh pada tindakan operator,

yaitu pada kejadian kecelakaan pendingin reaktor gas bersuhu tinggi-HTGR.

Analisis untuk kualifikasi faktor pembentuk kinerja (PSF) dilakukan berdasarkan

kurva keandalan fungsi waktu, dan metode keandalan manusia yang

dikembangkan berdasar pada aspek kognitif yaitu Cognitive Reliability and Error

Analysis Method (CREAM). Hasil analisis berdasar kurva keandalan fungsi waktu

menunjukkan komponen waktu berkontribusi positif pada peningkatan keandalan

operator (PSF<1) pada kondisi semua fitur keselamatan berfungsi sesuai

rancangan. Sedangkan pada metoda analisis dengan pendekatan kognitif CREAM

diketahui selain faktor ketersediaan waktu, faktor pelatihan dan rancangan HMI

juga berkontribusi meningkatkan keandalan operator. Faktor pembentuk kinerja

keseluruhan diketahui sebesar 0,25 dengan faktor kontribusi positif dominan atau

berpengaruh pada penurunan kesalahan manusia adalah ketersediaan waktu

(PSF=0,01), dan faktor kontribusi negatif dominan adalah prosedur dan siklus

kerja (PSF=5). Nilai PSF tersebut sebagai faktor pengali dalam perhitungan

probabilitas kesalahan manusia. Analisis faktor pembentuk kinerja perlu

dikembangkan pada skenario kejadian lain untuk selanjutnya digunakan untuk

25

perhitungan dan analisis keandalan manusia yang komprehensif dan perancangan

sistem interaksi manusia mesin di ruang kendali.

Kata kunci : PSF, HTGR, operator, ruang kendali, keandalan manusia



BATAN








26

DESAIN TERAS REAKTOR RISET INOVATIF (RRI), ESTIMASI DAN

ANALISIS DISTRIBUSI PANAS GAMMA

Setiyanto

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN

ABSTRAK

Desain teras Reaktor Riset Inovatif (RRI). estimasi dan analisis distribusi panas

gamma. Panas gamma merupakan faktor yang sangat diperlukan untuk analisis

keselamatan pada setiap fasilitas eksperimen yang akan dilakukan di teras reaktor

nuklir. Panas gamma merupakan sumber panas internal yang harus dihitung

dengan tepat, karena berkaitan dengan masalah keselamatan. Nilai panas gamma

sangat bergantung pada karakteristik teras reaktor secara keseluruhan, sehingga

setiap desain teras baru harus dilengkapi dengan penentuan nilai distribusi panas

gammanya. Reaktor Riset Inovatif (RRI) merupakan reaktor riset desain baru yang

harus dilengkapi dengan data keselamatannya, termasuk dalam hal ini nilai dan

distribusi panas gammanya. Untuk keperluan tersebut, telah dilakukan

perhitungan dan analisis distribusi panas gamma teras dan fasilitas iradiasi

reflektor RRI dengan menggunakan program Gamset yang telah dimodifikasi dan

divalidasi untuk model teras RRI. Diperoleh hasil bahwa di pusat teras reaktor

memiliki nilai panas gamma yang cukup tinggi (11,75 W/g), jauh lebih besar dari

reaktor RSG-GAS Akan tetapi penempatan semua fasilitas iradiasi di reflektor

menunjukkan bahwa desain RRI jauh lebih aman untuk iradiasi dibanding dengan

di RSG-GAS, karena memiliki panas gamma di reflektor yang sangat rendah.

Disimpulkan bahwa berdasarkan nilai panas gamma di reflektor yang sangat

rendah, desain teras reaktor RRI lebih aman untuk penggunaan berbagai jenis

iradiasi.

Kata kunci : panas gamma, reaktor nuklir, reaktor riset, keselamatan

reaktor.

27



BATAN


Doi/Link :





28

NUMERICAL STUDY ON CONDENSATION IN IMMERSED

CONTAINMENT SYSTEM OF ADVANCED SMR DURING

UNCONTROLLED DEPRESSURIZATION

Susyadi, Hendro Tjahjono, D.T. Sony Tjahyani

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety – PTKRN BATAN

ABSTRAK

Studi numerik proses kondensasi pada sistem pengungkung terendam untuk SMR

saat depresurisasi tak terkendali. Sejumlah desain reaktor modular daya kecil

(SMR) sedang dikembangkan dan dibangun oleh beberapa negara dan umumnya.

Masing-masing reaktor tersebut memiliki inovasi tersendiri. Salah satunya adalah

reaktor NuScale yang menggunakan sistem pengungkung ukuran kecil berbahan

logam yang terendam dalam kolam air. Pendekatan baru ini memunculkan

tantangan baru karena pengendalian temperatur dan tekanan dalam pengungkung

dilakukan tanpa sistem aktif (peralatan bertenaga listrik). Sehingga perpindahan

panas dan kondensasi secara pasif merupakan parameter penting yang perlu

diinvestigasi untuk disain pengungkung seperti ini. Oleh karena itu, penelitian ini

akan memeriksa kondensasi, tekanan dan pengaruh temperatur kolam terhadap

kemampuan pengungkung memindahkan panas dan menjaga integritasnya.

Investigasi dilakukan menggunakan simulasi numerik dengan memodelkan

reaktor ke dalam program RELAP5. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa

selama depresurisasi, batas maksimum tekanan sebesar 5,5 MPa tidak terlampaui.

Selain itu, desain pengungkung mampu memindahkan panas ke kolam reaktor

secara pasif. Penelitian ini juga melakukan analisis sensitivitas temperatur kolam

reaktor dan hasilnya menunjukkan bahwa untuk kenaikan temperatur kolam

sebesar 17 0 C, pemindahan panas dari pengungkung ke kolam hanya sedikit

terpengaruh, yakni kurang dari 3 persen.

Kata kunci : pengungkung, kondensasi, RELAP5, NuScale, depresurisasi

29



BATAN








30

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe

MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP

Amir Hamzah

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN

ABSTRAK

Analisis laju dosis neutron reaktor PLTN PWR 1000 mwe menggunakan program

MCNP. Dalam rangka menyongsong PLTN pertama di Indonesia, dilakukan

kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Tujuan dari

penelitian ini adalah menentukan laju dosis neutron di luar perisai biologik reaktor

PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di atas. Data

hasil analisis laju dosis radiasi pada posisi tertentu sangat dibutuhkan untuk

menunjukkan tingkat paparan radiasi di posisi tersebut. Analisis laju dosis neutron

ditentukan berdasarkan hasil analisis fluks dan spektrum neutron. Analisis fluks

dan spektrum neutron di teras reaktor daya PWR 1000 MWe dilakukan

menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9

zona material yaitu, teras, air, selimut, air, tong, air, bejana tekan, beton dan

lapisan udara luar. Penentuan distribusi fluks dan spektrum neutron dilakukan ke

arah radial hingga di luar perisai beton dengan akurasi antara 10% hingga 30%

dalam tiap kelompok energi yang jumlahnya 1 dan 50 kelompok. Hasil analisis

laju dosis neutron di permukaan perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe

pada kondisi reaktor beroperasi daya penuh sudah di bawah nilai batas

keselamatan. Maka dapat disimpulkan bahwa dari segi paparan radiasi neutron,

penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan

keselamatan.

Kata kunci : PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP.



31

BATAN


Doi/Link :





KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL

Documents

Transcript of KOLEKSI E-DEPOSIT PERPUSTAKAAN NASIONAL