Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Telah dilakukan analisis termohidrolik dari fasilitas eksperimen sistem reaktor subkritik atau subcritical assembly for 99Mo production (SAMOP). SAMOP adalah sistem reaktor subkritik dengan bahan bakar larutan uranil nitrat. Tujuan analisis adalah termohidrolik ini adalah mengevaluasi sistem perpindahan panas, sehingga dapat diketahui cukup atau tidaknya kapasistas sistem pendinginan dalam mencegah terjadinya pemanasan lebih pada larutan bahan bakar. Metode yang digunakan adalah perhitungan parameter termohidrolik reaktor SAMOP menggunakan computational fluid dynamic (CFD)-Fluent. Hasil analisis simulasi diperoleh distribusi temperatur pendingin reaktor SAMOP dengan temperatur tertinggi 37,14°C. Berdasarkan hasil analisis dapat disimpulkan bahwa pendinginan teras reaktor dengan desain sistem konveksi paksa SAMOP mampu menjaga sistem bahan bakar larutan dari pemanasan lebih. "

"Reaktor tipe HTGR merupakan reaktor berpendingin gas temperatur tinggi (~900°C). Terdapat 2 tipe elemen bakar HTGR yaitu praismatik dan pepple bed. Kedua tipe elemen bakar tersebut tersusun dari partikel berlapis TRISCO yang terdiri dari lapisan IPyC, SiC, dan OPyC yang berfungsi sebagai pengungkung produk fisi dan menjaga integritas bahan bakar. Reaktor beroperasi dengan temperatur tinggi, sehingga kinerja/kemampuan bahan bakar dalam menajan produk fisi perlu diketahui. Tujuan studi adalah untuk memperoleh pemahaman tentang karakteristik produk fisi yang dihasilkan bahan bakar, karakteristik penghalang dan kinerja bahan bakar dalam menahan produk fisi. Metode yang digunakan adalah kajian dan analisis dengan mengevaluasi kemampuan penghalang (barrier) dalam menahan produk fisi pada elemen bakar primatik dan pebble. Hasil studi menunjukkan bahwa terdapat beberapa mekanisme beberapa produk potensial lepasnya produk fisi, yaitu: difusi melalui lapisan, kerusakan lapisan, korosi SiC oleh produk fisi palladium dan dekomposisi termal SiC. Bahan bakar merupakan penghalang pertama terhadap beberapa mekanisme potensial lepasnya radionuklida produk fisi sedangkan lapisan SiC merupakan penghalang utama yang menahan sebagian besar produk fisi gas dan padat pada temperatur operasi normal (< 1250°C). "

"Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) merupakan pengembangan dari Molten Salt Reactor (MSR) yang memiliki karakter berbeda dengan lima reaktor generasi IV lainnya, yaitu menggunakan bahan bakar leburan garam. Pada reaktor MSR, garam lebur tidak digunakan sebagai pendingin tetapi digunakan sebagai medium pembawa bahan bakar. Dengan fase bahan bakar yang berupa garam lebur LiF-BeF2-ThF4-UF4, maka dapat dilakukan pengendalian daya dengan mengatur laju aliran bahan bakar dan pendingin. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh perubahan laju alir pendingin terhadap daya reaktor PCMSR. Analisis dilakukan dengan empat jenis masukan untuk perubahan laju alir pendingin, yaitu masukan step, ramp, eksponensial, dan sinusoidal. Untuk masukan step, laju alir pendingin dibuat berubah secara mendadak. Selanjutnya untuk masukan ramp dan eksponensal, perubahan laju alir masing-masing dibuat perlahan secara linear dan mengikuti fungsi eksponensial. Kemudian untuk masukan sinusoidal, laju alir berubah naik turun secara periodik dengan memvariasikan frekuensi dari perubahan laju alir tersebut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa penurunan laju alir pendingin sebesar 50% dari laju pendingin sebelumnya, menyebabkan daya pada reaktor PCMSR turun sebesar 63% dari daya sebelumnya. Jika terjadi fluktuasi laju aliran pendingin, maka semakin cepat perubahan tersebut, maka respon daya yang diberikan semakin kecil. Pada frekuensi yang sangat cepat, daya reaktor menjadi konstan dan cenderung tidak memiliki respon terhadap laju aliran. Hal ini merupakan salah satu aspek keselamatan reaktor, karena reaktor tidak merespon perubahan yang terlalu cepat. Kemampuan reaktor mengatur daya menyesuaikan laju aliran pendingin merupakan aspek keselamatan lainnya."

"Setelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304. Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000."

"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."

"Atmosfer merupakan pathway penting pada perpindahan radionuklida yang lepas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) ke lingkungan dan manusia. Penerimaan dosis pada lingkungan dan manusia dipengaruhi oleh sourceterm dan kondisi tapak PLTN. Untuk mengetahui penerimaan dosis lingkungan untuk PLTN di Indonesia, maka diperlukan nilai koefisien dispersi untuk tapak potensial yang dipilih. Model perhitungan dalam penelitian ini menggunakan model yang diterapkan pada paket program pada modul ATMOS dan CONCERN dari PC-Cosyma yaitu model perhitungan segmented plume model. Perhitungan dilakukan untuk PLTN tipe PWR kapasitas 1000 MWe berbahan bakar UO2, postulasi kejadian untuk kecelakaan DBA, kondisi tapak kasar, untuk 6 tapak contoh tapak Semenanjung Muria, Pesisir Banten, dan tapak yang didominasi oleh stabilitas cuaca C,D,E, dan F. Koefisien dispersi dihitung untuk 8 kelompok nuklida produk fisi yang lepas dari PLTN yaitu: kelompok gas mulia, lantanida, logam mulia, halogen, logam alkali, tellurium, cerium, dan kelompok stronsium & barium. Perhitungan input menggunakan paket program ORIGEN-2 dan Arc View untuk penyiapan input perhitungan. Hasil pemetaan untuk parameter dispersi maksimum rerata diperoleh pada jarak radius 800 m dari sumber lepasan untuk nuklida dari kelompok logam mulia, logam alkali dan kelompok nuklida cerium. Parameter dispersi untuk Tapak Muria maksimum 1,53E-04 s/m3, Tapak Serang adalah 1,40E-03 s/m3, tapak dengan stabilitas C: 1,72E-04 s/m3, stabilitas D: 1,40E-04 s/m3, Stabilitas E: 1,07E-04 s/m3, dan tapak dengan stabilitas F : 2,14E-05 s/m3."

"Desain teras Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) yang modular memungkinkan pengendalian daya dapat dilakukan dengan mengatur ketinggian suspended core dan laju aliran massa pendingin. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari perubahan daya termal teras sebagai akibat perubahan laju aliran massa pendingin yang masuk ke teras reaktor dan perubahan ketinggian suspended core serta mempelajari karakteristik keselamatan melekat yang dimiliki FBNR saat terjadi kegagalan pelepasan kalor (loss of heat sink). Keadaan neutronik teras dimodelkan pada kondisi tunak dengan menggunakan paket program Standard Reactor Analysis Code (SRAC) untuk memperoleh data fluks neutron, konstanta grup, fraksi neutron kasip, konstanta peluruhan prekursor neutron kasip, dan beberapa parameter teras penting lainnya. Selanjutnya data tersebut digunakan pada perhitungan transien sebagai syarat awal. Analisis transien dilakukan pada tiga kondisi, yaitu saat terjadi penurunan laju aliran massa pendingin, saat terjadi penurunan ketinggian suspended core, dan saat terjadi kegagalan sistem pelepasan kalor. Hasil yang diperoleh dari penelitian ini menunjukkan bahwa penurunan laju aliran massa pendingin sebesar 50%, dari kondisi normal, menyebabkan daya termal teras turun 28% dibanding daya sebelumnya. Penurunan ketinggian suspended core sebesar 30% dari ketinggian normal menyebabkan daya termal teras turun 17% dibanding daya sebelumnya. Sementara untuk kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor, daya termal teras mengalami penurunan sebesar 76%. Dengan demikian, pengendalian daya pada FBNR dapat dilakukan dengan mengatur laju aliran massa pendingin dan ketinggian suspended core, serta keselamatan melekat yang handal pada kondisi kegagalan sistem pelepasan kalor."

"Telah dilakukan analisis uji kerja alat helium leak detector berdasarkan hasil analisis pengujian standar leak tes TL8. Pelaksanaan dilakukan dengan mengumpulkan data hasil uji pengujian dengan standar laju kebocoran 2,80x10 pangkat minus 8 mbar l/s. Pengujian dilakukan dengan 7 kali pengulangan. Dari hasil tersebut diperoleh rata-rata perhituan sebesar 2,76x10 pangkat minus 8 mbar l/s dengan standar deviasi sebesar 9,00x10 pangkat minus 11 mbar l/s. Rata-rata hasil pengujian masih dalam keberterimaan standar kebocoran antara 2,38x10 pangkat minus 8 mbar l/s sampa batas atas 3,22x10 pangkat minus 8 mbar l/s. Presisi hasil pengujian memenuhi kriteria acceptance limit yaitu data berada pada rentang rata-rata kurang lebih 1 sigma atau berada diantara 2,75x10 pangkat minus 8 mbar l/s."

"Kesinambungan operasi reaktor TRIGA 2000 di antaranya ditentukan oleh suhu bahan bakar dan suhu air pendingin primer. Sebagai contoh pengoperasian reaktor TRIGA 2000 saat ini sulit mencapai daya 2000 kW, karena suhu di pusat elemen bahan bakar di dalam teras reaktor mencapai 675 oC, suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor mencapai 41,3 oC, suhu pendingin primer yang ke luar dari tangki reaktor mencapai 48,2 oC. Tingginya suhu elemen bahan bakar dan suhu pendingin primer di dalam teras telah meningkatkan pendidihan dan menambah pembentukan gelembung uap di dalam teras reaktor, sehingga menurunkan moderasi neutron oleh pendingin primer di dalam teras dan reaktor tidak mampu mencapai daya 2000 KW. Beberapa kegiatan yang dapat dilakukan untuk menurunkan suhu bahan bakar dan air pendingin primer di dalam teras reaktor TRIGA 2000, di antaranya dengan menempatkan cerobong di atas teras reaktor dan menambah pelat penukar panas. Mengingat studi kasus ini tidak memungkinkan untuk dilakukan secara eksperimen, maka analisis dilakukan melalui kajian teoritik menggunakan program komputer CFD. Berdasarkan hasil kajian yang telah dilakukan diketahui bahwa dengan menambah tinggi cerobong menjadi 2 m, pelat penukar panas menjadi 384 lembar, laju alir pendingin primer 950 gpm, dan laju alir pendingin sekunder menjadi 1200 gpm, mampu menurunkan suhu pendingin primer yang ke luar dari penukar panas atau suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor menjadi 30,48 oC. Jika kondisi ini digunakan tentunya akan menurunkan suhu maksimum kelongsong bahan bakar, dan suhu pendingin primer di dalam teras, sehingga akan mengurangi pendidihan di dalam teras reaktor, meskipun hal ini akan menaikkan konsentrasi N-16 di permukaan tangki reaktor menjadi 49,41%."