Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Abstrak :
In order for a reactor design is considered acceptable absolute technical requirement is fulfilled because the most important part of a reactor design. Safety considerations emphasis on the handling of radioactive substances emited during the operation of a reactor and radioactive waste handling....

Abstrak :
ABSTRAK Struktur pengungkung reaktor nuklir yang berfungsi sebagai proteksi terhadap aksi lingkungan serta penahan gaya gempa merupakan struktur utama dengan faktor keutamaan tinggi. Penelitian ini bertujuan untuk memastikan kemampuan serta daya tahan struktur pengungkung reaktor nuklir terhadap gempa serta memperkirakan dampak penyebaran kontaminasi radiasi ke lingkungan pasca-kecelakaan. Gempa Pariaman, Padang digunakan sebagai input gempa dengan diskalakan pada gempa rencana periode ulang 10.000 tahun. Hasil penelitian menunjukkan struktur reaktor merupakan struktur sangat kaku dengan drift sangat kecil. Kondisi inelastis struktur tertutup baru terjadi ketika ditingkatkan hingga 2 kali. Struktur tertutup serta struktur terbuka yang diperkuat dengan kolom mampu bertahan hingga 1,5 kali gempa rencana sebelum melampaui tegangan ijinnya. Alur paparan penyebaran kontaminasi dapat melalui tanah (Groundshine), atmosfer (Cloudshine), hirupan (inhalation), kontaminasi makanan (ingestion) hingga aliran air (Aquatic Pathway).

---

ABSTRACT Nuclear reactor containment structure that serves as protection against environmental action and retaining the force of the earthquake is the main structure that highly safety factor. This study aims to ensure the capability and durability of a nuclear reactor containment structure against earthquakes and estimates the impact of the spread of radiation contamination into the environment. Earthquake Pariaman, Padang is used as input to the scaled earthquake with return period of 10,000 years. The results showed the reactor structure is very rigid structure with very little drift. The inelastic behavior of enclosed structure occurs when earthquake increased by 2 times. Structures closed or open structures with columns can last up to 1.5 times before the earthquake exceeded the stress limit. Chronology of exposure spread of contamination can be Groundshine, atmosphere (Cloudshine), inhalation, contamination of food (ingestion), or to the flow of water (Aquatic Pathway).

Abstrak :
Tingginya initial capital pada proyek engineering, procurement, and construction (EPC) pada reaktor nuklir selama ini menjadikan salah satu hambatan dalam pembangunan reaktor nuklir, khususnya di Indonesia. Hambatan lainnya adalah waktu pembangunan yang lama. Solusi dari masalah ini adalah dengan membangun reaktor nuklir Generasi IV, yaitu High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) yang merupakan salah satu jenis reaktor Small Modular Reactor SMR). Reaktor jenis ini memiliki ciri khas bentuk geometri yang minimalis sehingga biaya dan waktu yang dibutuhkan akan lebih rendah. Di Indonesia, HTGR akan dibangun di Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, Banten. Proyek HTGR yang juga disebut dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) ini mengalami kemunduran jadwal yang disebabkan oleh biaya yang tinggi pada segi proyek EPC. Sebuah metode untuk mengoptimisasi antara waktu dan biaya dari proyek EPC pada RDE belum ditemukan. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan sebuah metode optimisasi biaya dan waktu untuk proyek EPC pada HTGR dan meningkatkan penghematan waktu dan biaya proyek EPC pada RDE sebagai studi kasus HTGR di Indonesia. Sebuah metode usulan yang digunakan pada penelitian ini adalah menggabungkan optimisasi tujuan majemuk yang menghasilkan satu set solusi optimal Pareto Front dan kemudian digunakan Analytic Hierarchy Process (AHP) sebagai alat bantu dalam menentukan satu solusi optimal terbaik dari satu set solusi optimal Pareto Front. Didapatkan solusi optimal terbaik dari alternatif-alternatif solusi optimal yang ada dengan bobot kriteria waktu 0,59 dan biaya 0,41 adalah dengan total biaya Rp1.656,47 miliar dan total waktu selama 300 pekan. Solusi ini menghemat biaya sebesar 24,71% dan menghemat waktu sebesar 10,71%.

---

The high initial capital in engineering, procurement, and construction (EPC) project in nuclear reactors has made it one of the obstacles in the construction of nuclear reactors, especially in Indonesia. Another obstacle is the construction takes a long time to complete. The solution to this problem is to build a Generation IV nuclear reactor, namely the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR), which is one of the types of Small Modular Reactor (SMR). The characteristic of this type is minimalist geometric so that the cost and time required will be lower. In Indonesia, HTGR will be built in Puspiptek Area, Serpong, South Tangerang, Banten. The HTGR project, also called the Experimental Power Reactor (or Daya Eksperimental-RDE), suffered a setback schedule caused by high costs in terms of EPC project. A method to optimize the time and cost of this EPC project has not been found. This study aims to obtain a cost and time optimization method for the EPC project on HTGR and increase the efficiency of time and cost for the EPC project on RDE as an HTGR case study in Indonesia. A proposed method used in this study is a combined-method of multi-objective optimization that produces a set of Pareto Front optimal solution with the Analytic Hierarchy Process (AHP) as a tool in making the best solution from a set of Paret Front optimal solution. The best solution obtained from the optimal alternative solutions with the weight of time of 0.59 and cost of 0.41 is total cost of IDR 1,656.47 billion and total time of 300 weeks. This solution increases cost saving by 24.71% and time saving by 10.71%.

Abstrak :
Reaktor Riset Nuklir dengan air ringan sebagai zat pendingin memiliki sistem pendingin yang dilengkapi dengan komponen kamar tunda. Fungsi ruang tunda adalah untuk menunda aliran agar gas hasil reaksi fisi khususnya Nitrogen-16 (N-16) dapat meluruh pada ambang batas yang diizinkan. Gas tersebut akan menumpuk pada bagian atas kamar tunda yang diduga sebagai sebab terjadinya shutdown operasi reaktor karena sinyal Loss Of Coolant Accident (LOCA). Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui performa dari kamar tunda. Performa yang ingin di kaji meliputi lama waktu aliran didalam kamar tunda, serta perubahan hilang tekan terhadap penumpukan gas didalamnya. Computations fluid dynamics (CFD) menggunakan metode particle tracking pada model skala kamar tunda dilakukan untuk mengetahui lama waktu tinggal aliran. Metode pengujian eksperimen dengan membuat model skala uji digunakan untuk melihat fenomena variasi rasio udara terjebak terhadap perubahan hilang tekan pada kamar tunda. Hasil simulasi model skala menunjukkan waktu tinggal aliran selama 15,6 detik dan divalidasi dengan persamaan skala yang dilakukan dan didapatkan error sebesar 10,09%. Meningkatnya rasio udara terjebak didalam kamar tunda sebanding dengan kenaikan hilang tekan didalamnya. Kenaikan hilang tekan kamar tunda mulai mempengaruhi sistem pada rasio udara terjebak sebesar 12%, dimana terlihat pembentukan buble dan laapisan udara di bawah sekat 1 serta adanya void yang terbentuk pada outlet. ......The Nuclear Research Reaktor with light water as a coolant has a cooling system equipped with a delay chamber component. The function of the delay chamber is to delay the flow so that the fission gas can decay at the permissible threshold, especially Nitrogen-16 (N-16). The gas will accumulate at the top of the delay chamber that suspects to activate the Loss Of Coolant Accident (LOCA) signal and shut down the reaktor. The purpose of this study was to determine the performance of the decay chamber. Performances of the delay chamber are the residence time of the flow inside the delay chamber and the change of pressure drop due to gas accumulation inside. The delay chamber scaled model simulation has been carried out. Computations fluid dynamics (CFD) using the particle tracking method carried out to determine the residence time of the flow. The experimental test scale model is used to see the relationship between trapped air and pressure drop inside the delay chamber. The CFD scale model simulation results that the residence time of the flow is 15.6 seconds. the result is validated by the scale equation and an error of 10.09% is obtained. An increase in the ratio of trapped air causes an increase in pressure drop between the inlet and outlet. The increase in pressure loss inside the delay chamber began to affect the system at a 12% trapped air ratio. The experiment has shown the formation of bubbles and air layers inside the delay chamber and the presence of voids formed at the outlet.

Abstrak :
The nuclear reactor is a source of primary radiation. Safety in the operation of thereactor protection system is implemented by the scram action. However scramwhich often happened is the failure of the operation and poses other risks. Thepurpose of this study is to determine the trigger and the reasons for scram withanalytic descriptive method through interviews, observation and documentreview, combined with the preparation of fault tree analysis. The obtained resultsshow that trigger of scram are, the neutron flux density is too high, too fastoperation period, unbalanced load, and the occurrence of positive transientreactivity. While the basic causes of the scram incident are, too fast control rod,irradiation sample composition, corrosion, weakening of the power supplydetector, emptying of the beam tube, and unbalanced neutron flux. Then scram asanticipation of the accident is also the feedback of operating experience forupdating on safety assessment so that failure of the operation can be minimized.Keywords The safe operation of nuclear reactor, reactor protection system, cause of theincident, suddenly shutdown of reactor.

---

Reaktor nuklir merupakan sumber radiasi primer. Keselamatan dalampengoperasian reaktor diterapkan oleh sistem proteksi dengan tindakan scram.Namun scram yang sering terjadi merupakan kegagalan operasi dan menimbulkanrisiko lain. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui pemicu danpenyebab dasar terjadinya scram dengan metode deskriptif analitik melaluiwawancara, observasi, dan telaah dokumen yang dipadukan dengan penyusunanfault tree analysis. Maka diperoleh hasil bahwa pemicu timbulnya scram, yaitukerapatan fluks neutron terlalu tinggi, periode pengoperasian terlalu cepat,pembebanan atau daya di teras tidak merata, dan terjadinya transien reaktivitaspositif. Sedangkan penyebab dasar kejadian scram, yaitu kenaikan batang kendaliterlalu cepat, kesalahan komposisi sampel iradiasi, korosi, pelemahan catu dayadetektor, pengosongan tabung berkas, dan fluks neutron tidak merata. Maka scramsebagai antisipasi kecelakaan juga menjadi umpan balik pengalaman operasiuntuk rekomendasi pemutakhiran penilaian keselamatan sehingga kegagalanoperasi dapat diminimalisir.Kata kunci:Keselamatan operasi reaktor nuklir, Sistem proteksi reaktor, Penyebab kejadian,Scram reaktor.

Abstrak :
ABSTRAK
Penelitian ini bertujuan untuk mencari karakteristik termal dari Vertical Two Phase Closed Thermosyphon (VTPCT) yang berfungsi sebagai pendingin pasif Spent Fuel Storage Pool di reaktor nuklir. Metode yang digunakan dalam penelitian ini ialah eksperimental. Eksperimen yang dilakukan berfokus pada pencarian nilai resistansi termal dan performa terbaik dari VTPCT dengan beberapa variasi parameter uji. Parameter yang divariasikan adalah tekanan inisiasi, laju aliran air pendingin, dan beban kalor. Hasil yang didapat menunjukkan bahwa tekanan inisiasi -740 mmHg dan laju aliran pendingin 4 liter/menit akan menghasilkan resistansi termal dan performa terbaik pada beban kalor maksimal.

---

ABSTRACT
The objective of this research is to find the thermal characteristic of vertical two-phase closed thermosyphon as a passive cooling system in spent fuel storage pool nuclear reactor. The method that used in this research is experimental. The focus of the experiment is to investigate the influence of some parameters on VTPCT?s performance and thermal resistance. Parameters are varied in initial pressure, coolant flow rate, and heat input. Based on the experiment result, we can conclude that the performance and thermal resistance of VTPCT will reach the best value when the initial pressure and the coolant flow rate are -740 mmH and 4 liters/minutes.