Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Abstrak :
Reaktor modular daya-kecil (small modular reactor, SMR) memiliki prospek tinggi untuk dibangun di Indonesia. Keluaran dayanya yang relatif kecil dan disainnya yang kompak serta dapat dikonstruksi secara modular memberikan keunggulan fleksibilitas pembangunan yang lebih baik dibanding reaktor konvensional berdaya besar. Disain sistem reaktor kategori ini sangat bervariasi, salah satu diantaranya adalah jenis reaktor air tekan (pressurized water reactor, PWR) yang menerapkan sirkulasi alamiah pada sistem pendingin primernya. Selain itu reaktor ini juga memiliki teras (core) lebih pendek dibanding PWR konvensional. Dari kedua perbedaan tersebut maka terdapat kemungkinan perbedaan pola perpindahan panas yang dapat berimplikasi terhadap keselamatan secara keseluruhan. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan investigasi terhadap karakteristik termohidrolika teras reaktor tersebut khususnya karakteristik temperatur fluida dan bahan bakar serta laju alir fluidanya. Tujuannya adalah untuk mengetahui perbedaan marjin keselamatan temperatur teras reaktor bila dibanding dengan PWR konvensional. Investigasi dilakukan dengan menggunakan program RELAP5, dimana secara parsial teras reaktor dimodelkan menggunakan model-model generik yang ada pada program dan dilakukan beberapa perhitungan kondisi tunak. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa saat beroperasi pada daya nominalnya, reaktor modular ini memiliki margin temperatur pendidihan sebesar 2K lebih baik dibanding reaktor konvensional. Selain itu, keunggulan marjin keselamatan reaktor modular daya-kecil ini juga ditunjukkan dari naiknya laju alir mengikuti kenaikan dayanya yang berarti memiliki sifat keselamatan yang melekat (inherent safety).

Abstrak :
Karbonmonoksida adalah spesi yang sulit dipisahkan dari helium pendingin reaktor karena mempunyai ukuran molekul relatif kecil sehingga diperlukan proses konversi menjadi karbondioksida. Laju konversi karbonmonoksida dalam sistem purifikasi dipengaruhi oleh beberapa parameter diantaranya konsentrasi, temperatur dan laju alir massa. Dalam penelitian ini dilakukan optimasi laju alir massa dalam purifikasi pendingin RGTT200K untuk proses konversi karbonmonoksida. Optimasi dilakukan melalui simulasi proses konversi karbonmonoksida menggunakan perangkat lunak Super Pro Designer. Laju pengurangan spesi reaktan, laju pertumbuhan spesi antara dan spesi produk dalam kesetimbangan reaksi konversi dianalisis untuk memperoleh optimasi laju alir massa purifikasi terhadap proses konversi karbonmonoksida. Tujuan penelitian ini adalah menyediakan data laju alir massa purifikasi untuk pembuatan dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada laju alir massa 0,6 kg/detik proses konversi belum optimal, pada laju alir massa 1,2 kg/detik mencapai optimal dan pada laju alir 3,6 kg/detik s/d 12,0 kg/detik tidak efektif. Untuk memdukung dasar desain sistem purifikasi helium pendingin RGTT200K maka laju alir massa purifikasi untuk proses konversi karbonmonoksida digunakan laju alir massa 1,2 kg/detik.

Abstrak :
The validation of Pressurized Water Reactor typed Nuclear Power Plant simulator developed by BATAN (SIMBAT-PWR) using standard code of COBRA-EN on reactor transient condition has been done. The development of SIMBAT-PWR has accomplished several neutronics and thermal-hydraulic calculation modules. Therefore, the validation of the simulator is needed, especially in transient reactor operation condition. The research purpose is for characterizing the thermal-hydraulic parameters of PWR1000 core, which is able to be applied or as a comparison in developing the SIMBAT- PWR. The validation involves the calculation of the thermal-hydraulic parameters using COBRA-EN code. Furthermore, the calculation schemes are based on COBRA-EN with fixed material properties and dynamic properties that are calculated by MATPRO sub routine (COBRA-EN+MATPRO) for reactor condition of startup, power rise and power fluctuation from nominal to over power. The comparison of the temperature distribution at nominal 100% power shows that the fuel centerline temperature calculated by SIMBAT-PWR has 8.76% higher than COBRA-EN and 7.70% lower than COBRA-EN+MATPRO. In general, SIMBAT- PWR calculation results on fuel temperature distribution are mostly between COBRA-EN and COBRA- EN+MATPRO results. The deviations of the fuel centerline, fuel surface, inner and outer cladding as well as coolant bulk temperature in the SIMBAT-PWR and the COBRA-EN calculation, are due to the difference of the gap between heat transfer coefficient and the cladding thermal conductivity.